SANDRO TIRINI - Fondazione Alma Mater

SANDRO TIRINI – CURRICULUM VITAE
Istruzione e formazione:
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Laurea in Ingegneria Nucleare conseguita il 02/07/1973 presso l’Università di Bologna.
Corso di perfezionamento in Ingegneria Nucleare frequentato nell’anno accademico 19741975 presso l’Università di Bologna.
Corso di Perfezionamento in “Nuclear Reactor Safety” frequentato nel 1984 presso il
Massachusetts Institute of Technology di Boston.
Attività professionale:
Datore di lavoro dal settembre 1978 a dicembre 2011:
ENEA – Agenzia Nazionale per le Nuove Tecnologie, l’Energia e lo Sviluppo Economico
Sostenibile. Sede ed indirizzo: via Martiri di Montesole, 4 – 40129 Bologna
Mansioni e responsabilità:
Con il profilo di Ricercatore Senior la mia attività professionale è rivolta all’ideazione e alla
realizzazione di progetti/programmi di ricerca e sviluppo nel campo della sicurezza dei reattori
nucleari, con interpretazione/valutazione, anche attraverso lo sviluppo di modelli teorici e
interpretativi, dei dati ottenuti da impianti sperimentali o prototipici. Incaricato di rappresentare
l’ENEA in diversi organismi internazionali (CEA, IRSN, OCSE, US-NRC, G8-NSSG) al fine di
proporre e valutare attività di ricerca nel campo della sicurezza nucleare, molte delle quali
finanziate attraverso “R & D Framework Programme” della Commissione Europea.
Produzione scientifica:
Vedi lista allegata delle pubblicazioni.
Capacità e Competenze. Esperienza professionale svolta all’estero e/o in ambito internazionale:
1978 – 1982.
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CNEN – Casaccia. Valutazione della diffusione nell’ambiente degli scarichi termici delle
Centrali Nucleari.
ENEA – Bologna. Responsabile del Sistema di sicurezza DND/LRG (rivelazione e
localizzazione delle rotture guaina nel combustibile) del reattore veloce PEC (Prova
Elementi di Combustibile) in costruzione nel centro del Brasimone.
1982 – 1987.
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CEA (Commissariat à l’Energie Atomique) – Cadarache (Francia). Sistema di rivelazione
rottura guaine DND (Rivelazione neutroni ritardati). Progettazione e preparazione delle
prove di avviamento del reattore nucleare veloce Superphénix, progettazione prove
CARAMEL di taratura del sistema DND di detto reattore e analisi dei risultati della prova.
Centrale Superphénix – Sito di Creys-Malville. Inserito nel gruppo di esperti italiani
incaricati di partecipare alle prove di avviamento della centrale.
Progettazione e preparazione delle prove di avviamento del reattore nucleare veloce PEC.
1991 – 1999.
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IPSN (Institut de Protection et Sûreté Nucléaire) - Cadarache (Francia). Nell’ambito
dell’accordo bilaterale ENEA – IPSN sono stato inserito nel team di progettazione delle
prove sperimentali dell’impianto PHEBUS – PF per la termoidraulica del contenimento,
partecipando attivamente al concepimento dello scenario delle prove ed alla loro analisi
post-test, allo scopo di validare i codici di calcolo utilizzati facenti parte del sistema di
codici europei ESCADRE.
1997 – 2000.
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Ho ricoperto per conto dell’ENEA, pur se in modo non continuativo, il ruolo di Consigliere
Scientifico presso il Ministero dei Trasporti e della Navigazione dedicandomi al progetto di
una idrovia di collegamento Ravenna – fiume Po. Questa attività, proposta in una apposita
sessione tematica (Il settore dei trasporti) della “Conferenza Nazionale Energia Ambiente”
organizzata da ENEA nel 1998, è stata finanziata ed è in fase di realizzazione.
2000 ad oggi.
Partecipazione attiva quale membro designato da ENEA a varie attività internazionali, le più
significative delle quali sono:
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PHEBUS PF (Fission Product Project). Impianto sperimentale situato a Cadarache per lo
studio degli Incidenti Severi, simulati integralmente dal termine sorgente al rilascio dei
prodotti di fissione nell’ambiente. Effettuati dal 1992 una serie di tests sperimentali, per la
loro preparazione e interpretazione, per la parte termoidraulica, sono stato inserito nel team
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di progettazione. I risultati sperimentali ottenuti sono ancor oggi oggetto di studio nei
programmi europei (finanziati dalla UE) di seguito citati.
PHEBEN. (Phebus Benchmark) è un programma di analisi post test organizzato e finanziato
dalla Commissione Europea al fine di validare i codici di calcolo dedicati agli incidenti
severi, utilizzando i dati sperimentali delle prime due prove PHEBUS.
OBNISK STATE UNIVERSITY (Russia). Collaborazione, mediante un apposito
Memorandum of Understanding, nei campi della Fisica, Chimica, Matematica e Analisi di
sicurezza di sistemi complessi.
SARNET. (Sever Accident Research Network) è un sistema di collaborazione europea che
riunisce le competenze di eccellenza nel campo degli incidenti con fusione del nocciolo nei
reattori nucleari, quelli per intenderci del tipo Chernobyl o Three Miles Island, al fine di
promuovere e valutare studi e ricerche sperimentali in questo settore.
WGAMA. (Working Group on Analysis and Management of Accidents), gruppo di lavoro
emanazione della NEA (Nuclear Energy Agency), agenzia specializzata dell’OECD
(Organisation for Economic Co-operation and Development), promuove e valuta un attivo
programma di ricerca nel campo degli incidenti severi negli impianti nucleari.
CSARP & MCAP. (Cooperative Severe Accident Research Program) & (Melcore Code
Assessment Program), attività di ricerca e sviluppo relative ai codici di calcolo per la
sicurezza nucleare, organizzate da US-NRC (U.S. Nuclear Regulatory Commission) di
Washington.
Nov. 2008 – Dic. 2009.
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Sede di lavoro Ministero Affari Esteri (Roma). Inserito nella Presidenza italiana del G8–
NSSG (Nuclear Safety and Security Group), ho partecipato alla terza riunione della
presidenza giapponese di questo gruppo ed ho collaborato alla preparazione ed
organizzazione degli eventi italiani. Questi sono stati tre meeting generali tenutisi nel corso
del 2009 (due a Roma ed uno a Bologna) sui temi affidati al gruppo che qui cito per titoli:
Programmi di assistenza per Chernobyl, Miglioramento della sicurezza dei reattori nucleari
di concezione ex-sovietica, Collaborazione internazionale in materia di sicurezza nucleare,
Approcci multilaterali alla gestione del ciclo del combustibile nucleare, Global iniziative to
Combat Nuclear Terrorism, Gestione in sicurezza delle sorgenti radioattive, Global Nuclear
Safety Network, Support to Nuclear Energy Infrastructure, Earthquake and Nuclear Safety.
Oltre a ciò la presidenza italiana del G8-NSSG ha organizzato un meeting internazionale sul
tema “Nuclear Safety and Security Education in Countries Embarking On or Expanding
Nuclear Programmes” volto a ricostruire le competenze tecnico-scientifiche relative al
nucleare e aperto ai paesi emergenti che intendono dotarsi di questa tecnologia.
I temi di maggior peso trattati dal G8-NSSG, per le notevoli implicazioni legate alla
sicurezza nucleare (intesa sia nel senso della safety che della security), e seguiti con
particolare attenzione sono stati:
a) la messa in sicurezza del sito di Chernobyl, attraverso i programmi “Interim Spent Fuel
Storage Facility” e “New Safe Confinement” con fondi amministrati dalla BERS (Banca
Europea per la Ricostruzione e lo Sviluppo);
b) il miglioramento della sicurezza dei reattori in esercizio, attraverso il “Nuclear Safety
Account” (promosso dal G7 nel 1992) in Armenia, Bulgaria, Lituania, Russia e Ucraina,
paesi che possiedono un parco centrali importante e simile a Chernobyl.
Ho continuato a seguire in parallelo le attività SARNET (Comunità Europea), WGAMA
(OECD), CSARP & MCAP (US-NRC).
Gen. 2010 a dicembre 2011:
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Inserito nella delegazione italiana ho seguito le attività legate al G8-NSSG;
Per conto dell’ENEA presso la DGCE del MAE ho partecipato alle riunioni interistituzionali
di concertazione ai fini della ratifica degli Emendamenti alla Convenzione internazionale
sulla protezione fisica dei materiali e degli impianti nucleari.
Sono stato membro, in rappresentanza dell’ENEA, della Commissione Tecnica “Energia
Nucleare” GL 5 “Sistema di Contenimento” organizzata a Roma dall’Ente Nazionale
Italiano di Unificazione per definire caratteristiche e funzioni del Sistema di Contenimento
dei reattori nucleari da inserire nelle norme UNI;
relativamente all’attività SARNET ho gestito e organizzato a Bologna il “ 4th European
Review Meeting on Severe Accident Research” (10-13 maggio) e varie riunioni collaterali
con organismi internazionali, il più importante dei quali quello con l’autorità di sicurezza
americana US-NRC (Nuclear Regulatory Commission);
sono stato incaricato, su mandato del Ministero per lo Sviluppo Economico, di valutare
presso il team internazionale di progetto le opportunità che la facility sperimentale “Julius
Horowitz Reactor”, in fase di costruzione a Cadarache (Francia), può offrire al “Sistema
Italia”. Il tema esatto della mia attività, così come definito dal responsabile francese del
Progetto è: « Interface entre le projet RJH et l’ENEA ainsi que les industriels italiens, pour
identifier les apports des développements actuels du projet RJH vis-à-vis des projets
nucléaires italiens et exprimer les besoins (R&D et industrie) afin d’analyser leur
intégration éventuelle dans les développements expérimentaux du RJH. Ce travail
d’expertise permettra en particulier d’étudier l’opportunité d’une participation de l’ENEA
au consortium RJH». In questa posizione ho coordinato l’attività di due giovani ingegneri
incaricati di effettuare calcoli su alcuni tipi di prove sperimentali.
Sandro TIRINI – LISTA delle PUBBLICAZIONI
1. S. Tirini. Modalità di scarico degli effluenti termici dalle centrali nucleari con particolare
riguardo alla diffusione mediante jets. CNEN RT/PROT (79)20.
2. S. Tirini. Metodi matematici per la determinazione del salto di temperatura provocato in un
corpo idrico da uno scarico termico. CNEN RT/PROT (80)33.
3. A Romagnoli, S. Tirini. Circuito di raffreddamento di emergenza reattore PEC. Regolazione
della portata d’aria mediante la temperatura uscita aerotermo. ENEA – VT – CG – 00068.
4. A Romagnoli, S. Tirini. Circuito di raffreddamento di emergenza reattore PEC. Risposte
dinamiche del circuito non regolato. ENEA – VT – CG – 00068.
5. G. Dominici, A. Sabattini, S. Tirini, G. Zanotti. Definition of the functional requirements of
the core surveillance system of the experimental reactor PEC according to the design
criteria. “Science and Technology of Fast Reactor Safety” London, BNES, 1986.
6. C. Berlin, J. Crouzet, S. Tirini, J. Trapp. Acquisitions et dépouillements effectués dans le
cadre del la PEE 6 RAC 11. Montée à 80% PN. Centrale de Creys- Malville – RAC-UT9030.
7. J. Crouzet, S. Tirini, J. Trapp. Super Phenix. Essais de Demarrage – Essais Caramel. Calcul
de la taille des sources-etalon DND. CEA SPCI/LSPC/ 85/415.
8. P. Garnier, S. Tirini, J. Trapp. Le code Morgane. Validation numerique et tests de
sensibilites aux incertitudes. CEA SPCI/LSPC/ 85/429.
9. J. Crouzet, S. Tirini, P. Garnier. Super Phenix. Calcul des sources DRG/DND. Validation du
code Morgane comparativement a Grenadine. CEA SPCI/LSPC/ 85/430.
10. J. Crouzet, S. Tirini. Super Phenix : Systemes RGS et RGR. Taux de Comptage attendus
pour les bruits de fond et les Essais Caramel. CEA SPCI/LSPC/ 86/418.
11. C. Berlin, J. Trapp, J. Crouzet, S. Tirini. Super Phenix. Surveillance des Assemblages
fertiles. Performances du Système de surveillance des ruptures de gaine. CEA SPCI/LSPC/
87/415.
12. S. Tirini. I codici DILAN e MORGANE utilizzati nei calcoli relativi al sistema DND del
reattore SPX-1. Validazione numerica, tests di sensibilità e confronto col codice
GRENADINE. ENEA FT-WCG-00003.
13. S. Tirini. Esame preliminare dei segnali DND rilevati durante l’esperienza «CALO-4 »
effettuata nel reattore Rapsodie. ENEA FT-WCG-00006.
14. S. Tirini. Sintesi del progetto della capsula per la taratura DND del reattore SPX-1. ENEA
FT-WCG-00008.
15. S. Tirini. Sintesi delle condizioni termiche di utilizzazione della lega Ni-U e descrizione
costruttiva delle parti componenti la capsula per la taratura DND del reattore SPX-1. ENEA
FT-WCG-00009.
16. S. Tirini. Descrizione delle prove di qualificazione del sistema di rivelazione e
localizzazione delle rotture di guaina nel reattore SPX-1. ENEA FT-WCG-00010.
17. S. Tirini. Specifica tecnica dei pezzi in lega Ni-U contenuti nella capsula per la taratura del
sistema DND. ENEA VS-WCG-00003.
18. S. Tirini. Specifica di controllo dei pezzi in lega Ni-U contenuti nella capsula per la taratura
del sistema DND. ENEA VS-WCG-00004.
19. S. Tirini. Calcoli previsionali dei segnali DND/DRG forniti dalla sorgente campione in lega
Ni-U durante le prove “CARAMEL” nel reattore SPX-1. ENEA VT–WCG-00004.
20. Sabattini, S. Tirini. Addendum al Progetto Particolareggiato n. 7 – Sistema Sorveglianza
Nocciolo (SRRG) – Piano della progettazione esecutiva – Attività A1 – Adattamento codice
Grenadine al reattore PEC. ENEA VT–WCG-00011.
21. S. Tirini. Valutazioni preliminari sulla sorgente campione utilizzata per la taratura del DND
nel reattore PEC. ENEA VT–WCG-00023.
22. S. Tirini, L. De Cecco. Definizione preliminare di un programma di prove per la taratura del
sistema di sorveglianza rottura guaina (SRRG/DND). ENEA VT–WCG-00024.
23. Sabattini, S. Tirini. Funzioni e prestazioni del TTC del PEC. ENEA VT–WCG-00026.
24. S. Tirini. Valutazione di sensibilità sulle funzioni di trasferimento idraulico ricavate dalle
prove preliminari sulla maquette GREGORY. ENEA VT-WCG-00027.
25. S. Tirini. Calcolo delle sorgenti campione utilizzate per la taratura del DND nel reattore
PEC. ENEA VT-WCG-00034.
26. S. Tirini. Specifica funzionale della capsula contenente la sorgente campione (CSC)
utilizzata per la taratura del Sistema CRG nel reattore PEC. ENEA VT-WCG-00035.
27. S. Tirini, D. Giammattei. Sistema CRG/DND: valutazione del Rumore di Fondo. ENEA
VT-WCG-00064.
28. S. Tirini, D. Giammattei. Individuazione dell’elemento di combustibile meno sorvegliato dal
CRG/DND. ENEA VT-WCG-00065.
29. S. Tirini. Determinazione della sensibilità del sistema CRG/LRG con prelievo singolo e a
miscela. ENEA VT-WCG-00066.
30. S. Tirini. Determinazione della superficie minima rivelabile dal CRG/DND. Controllo della
sensibilità nella zona di nocciolo a massimo flusso. ENEA VT-WCG-00075.
31. P. Cecchi, S. Tirini. Experimental data on cladding failure rate in FBR: extrapolation to
Fusion Reactors. ENEA CT-WCH-00011.
32. V. Layly, S. Tirini. FPT0 Test Protocol calculations with JERICHO code. Containment
Thermal-Hydraulics. Ispra, 14th SAWG Meeting, 1992.
33. V. Layly, S. Tirini. FPT0 Test Protocol calculations with Aerosol-B2 code. Aerosol
behavior in the containment. Ispra, 14th SAWG Meeting, 1992.
34. S. Dickinson, C. Hueber, M. Pignard, S. Tirini. FPT0 Iodine Chemistry in REPF502. Ispra,
14th SAWG Meeting, 1992.
35. V. Layly, S. Tirini. Feasibility of PHEBUS FPT1 Containment Thermal-Hydraulic
calculations with Jericho code. Ispra, 14th SAWG Meeting, 1992.
36. V. Layly, S. Tirini. PHEBUS PF Programme. Containment thermalhydraulic for test FPT1.
CEA proposal. N.T. SEMAR 92/76.
37. G. Cabit, V. Layly, S. Tirini. PHEBUS FPT0 Pretest calculations for the containment. IPSN
N.T. SEMAR 93/59.
38. P. Spitz, S. Tirini. PHEBUS FPT1 : Proposal
Thermalhydraulics. IPSN N.T. SEMAR 93/86.
for
FPT1
Test
Containment
39. Maillat, Dickinson, Drosik, Tirini. Synthesis of IPSN pre-test analyses for FPT0, the first
test of the PHEBUS FP Programme. 3 volumi. IPSN N.T. SEMAR 93/90.
40. P. Spitz, V. Layly, A. Mailliat, S. Tirini. A review of some Phebus fission product
containment thermal-hydraulic result and their applications to Jericho code assesment.
International Conference on « New Trends in Nuclear System Thermohydraulics ». Pisa
1994.
41. V. Layly, P. Spitz, S. Tirini, A. Mailliat. Jericho Code Assesment on the Phebus FPT0
Thermal Hydraulic Results. 3rd International Conference on Containment Design &
Operation. Toronto (Canada) 1994.
42. V. Layly, P. Spitz, S. Tirini. Jericho Code Assesment on PITEAS and PHEBUS REPF 502
containment thermal hydraulic tests and on the PHEBUS FPT0 transient. Proceeding of
GRS/IPSN Expert Meeting on Code Validation/Verification. Cologne 1994.
43. V. Layly, P. Spitz, S. Tirini, A. Mailliat. Analysis of the Phebus FPT0 Containment
thermalhydraulics with the JERICHO and TRIO-VF codes. IPSN N.T. SEMAR 94/102.
44. V. Layly, S. Tirini. Status of the FPT0 Data interpretation. Analysis of Phebus FPT0
containment thermal hydraulics. Proceeding of « PHEBUS.FP Information Meeting », Aixen-Provence, 1994.
45. V. Layly, P. Spitz, S. Tirini. Validation du code Jericho : Analyse des Essais
Thermohydrauliques PITEAS. IPSN N.T. DRS/SEMAR/LPA 95/13.
46. P. Spitz, S. Tirini. Pre-test calculations for the PHEBUS FPT1 containment : Thermal
hydraulics and aerosol behavior. IPSN N.T. SEMAR 95/40.
47. P. Spitz, S. Tirini. Pre-calculs des Nouveaux Essais Thermohydrauliques du REPF 502
(Campagne 1995). IPSN N.T. DRS/SEMAR/LETS 95/88.
48. P. Spitz, S. Tirini. Validation du code JERICHO : Analyse du Test a Humidité constante et
Debit de vapeur variable dans l’Enceinte Phebus. IPSN N.T. DRS/SEMAR/LETS 95/112.
49. P. Spitz, S. Tirini. Pre-calculs de la nouvelle campagne d’essais thermohydrauliques dans
l’installation Piteas. IPSN N.T. DRS/SEMAR/LETS 95/113.
50. V. Layly, P. Spitz, S. Tirini, A. Mailliat. Analysis of the Phebus FPT0 Containment
thermalhydraulics with the JERICHO and TRIO-VF codes. Nuclear Engineering and
Design, Elsevier Editor, April 1996.
51. P. Spitz, F. Lemoine, S. Tirini, B. Schwinges. Assesment of the RALOC-mod. 4 Thermalhydraulics code against evaporation tests in the PHEBUS containment. Eighteenth Annual
Conference of the Canadian Nuclear Society. Toronto, 1997.
52. P. Spitz, S. Tirini. Modeling of steam condensation transients in the PITEAS containment
test facility. IPSN N.T. SEMAR 97/23.
53. D. Jacquemain, S. Tirini. Validation of the Iodine Chemistry code IODE. Interpretation of
PHEBUS/RTF5. IPSN N.T. SEMAR 97/64.
54. D. Jacquemain, S. Tirini. Validation of the Iodine Chemistry code IODE. Interpretation of
PHEBUS/RTF Tests. IPSN N.T. SEMAR 98/47.
55. S. Tirini, G. Andrighetti. Il Sistema Idroviario Padano-Veneto e la sua integrazione con il
Corridoio Adriatico e con le grandi reti Intermodali Nazionali. ENEA OT-SBA-001.
56. S. Tirini, F. Driol. Problematiche energetiche e ambientali relative al trasporto aereo di
merci e passeggeri nell’ottica del contenimento dei rumori. ENEA OT-SBA-002.
57. S. Tirini, F. Driol. Indagine sulla capacità di traffico dell’aeroporto “G. Marconi” di
Bologna e sua compatibilità ambientale. ENEA OT-SBA-003.
58. S. Tirini. FPT2 pre-test calculations: simulation with the ASTEC-CPA code of the
containment thermal-hydraulics behavior. ENEA IT-SBA-003.
59. S. Tirini. Analysis & Testing of the catalytic recombination model of the ASTEC-CPA
code. ENEA IT-SBA-004
60. D. Jacquemain, K. Liger, M. Mulet, S. Tirini. Validation du code IODE sur les premieres
essais CAIMAN. Comparison avec la validation sur les essais. PHEBUS/RTF. IPSN N.T.
SEMAR 98/89.
61. D. Jacquemain, S. Tirini. Validation of the Iodine Chemistry code IODE 4.2. Interpretetion
of Phebus/RTF Tests. IPSN N.T. SEMAR 98/90.
62. S. Tirini, P. Spitz. Pre-Test calculations for the Phebus FPT2 Containment : ThermalHydraulics behavior. IPSN N.T. SEMAR 99/76.
63. P. Casalini, C. Salgò, S. Tirini. Interventi per la razionalizzazione della mobilità delle merci
in Italia. “La Mobilità/Notiziario” 1999.
64. S. Tirini. FPT2 pre-test calculations: simulation with the ASTEC-CPA code of the
containment thermal-hydraulics behavior. ENEA IT – SBA – 0003.
65. S. Tirini. The SISYPHE SIP3 Experiment post-test analysis with the ASTEC-CPA Code.
ENEA IT – SBA – 0007.
66. S. Tirini. H2PAR Vessel Facility. PHEB02 & PHEB03 Tests interpretetion with the AstecCPA Code. ENEA IT – SBA – 0008.
67. F. De Rosa, R. Tinti, S. Tirini, N. Voukelatou. Mathematical Modelling of Consequences of
Emergency Situations. 3rd International Conference « Chebyshev’s Mathematical Ideas and
Applications to the Modern Science ». Obninsk, Russia, 2006.
68. F. De Rosa, R. Tinti, S. Tirini, N. Voukelatou. Nuclear education and training activities
performed by ENEA in Italy and in collaboration with International Organizations
(OECD/NEA and European Community). Proceeding of The 10-th International Conference
« Nuclear Power Safety and Nuclear Education. Obninsk, Russia. 2007.
69. M. Sumini, S. Tirini. Support Activities to the Italy’s Participation to the JHIP. Final Report.
FAM-CEA 2013/1