Dissertation topics suggested by the teacher.
Dissertations on nuclear engineering
- Nuclear reactor core design
- Nuclear fuel performance
- Neutronics
- Nuclear fuel cycle
Availability of thesis in companies and research centres, in Italy and abroad (email me for further information):
- ENEA: several subjects available on nuclear fission and thermonuclear fusion, both computational (Bologna site) and experimental (Brasimone site)
- Other institutions/companies (partial): newcleo, Ansaldo Nucleare, Nomisma Energia, Commissariat à l'énergie atomique (CEA), CERN, Eni, ENEL, Société des Professionnels Italiens du Nucléaire en France (SPIN), Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL), SCK-CEN
Dissertations on plasma technology
- Thin film deposition for functional materials
- Surface micro texturing
Recent dissertations supervised by the teacher.
First cycle degree programmes dissertations
- Analisi della filiera nucleare in Giappone: quadro normativo, flotta elettronucleare, infrastrutture di back-end e simulazione del ciclo del combustibile mediante NFCSS
- Analisi della filiera nucleare in Spagna: quadro normativo, impianti elettronucleari, infrastrutture di back-end e simulazione del ciclo del combustibile mediante NFCSS
- Analisi della flotta nucleare svedese: confronto storico e analisi parametrica del ciclo del combustibile nucleare tramite calcolatore NFCSS
- Analisi neutronica del reattore dimostrativo ALFRED con la suite deterministica ERANOS: fattore di moltiplicazione della cella di combustibile e del reattore nel caso di divisione dello spettro neutronico in 15, 33 e 80 gruppi energetici
- Analisi neutronica del reattore dimostrativo ALFRED con la suite deterministica ERANOS: sezioni d’urto multigruppo e fattore di moltiplicazione nei casi di combustibile isotermo e modello a cinque zone di temperatura assiale
- Analisi neutronica del reattore dimostrativo ALFRED con la suite deterministica ERANOS: Studio parametrico dell'influenza delle approssimazioni risolutive P1, B1
- Analisi neutronica del reattore dimostrativo ALFRED mediante la suite deterministica ERANOS: valutazione parametrica del fenomeno di autoschermo e impatto sul coefficiente di moltiplicazione
- Attinidi minori: riciclo e trasmutazione nei reattori nucleari. Analisi e confronto della tecnologia termica e veloce con calcolatore NFCSS
- Benchmark del codice di fuel performance TEMIDE mediante l'esperimento 332/5 del Dounreay Fast Reactor
- Energia nucleare in Cina: simulazione del ciclo del combustibile nucleare della centrale di Hongyanhe
- Gestione delle scorie nucleari HLW e SF: simulazione del ciclo del combustibile a supporto di strategie di deposito e recupero energetico
- Introduzione dell'energia nucleare in Polonia: analisi del ciclo del combustibile tramite calcolatore NFCSS
- Modellazione e simulazione della chimica del plasma per la conversione della CO2
- Preliminary engineering design of TETRIS Tritium facility for Lead Fast Reactor
- Produzione di sorgenti di plasma di non equilibrio mediante incisioni laser al femtosecondo
- Realizzazione di una sorgente di microplasma con processi di additive manufacturing elettronico: progettazione del dispositivo, realizzazione e caratterizzazione
- Reattori LMFR: analisi e dinamiche del combustibile attraverso il software NFCSS
- Simulazione della flotta elettronucleare canadese mediante NFCSS e approfondimento termodinamico della linea di espansione nei reattori CANDU
- Studio comparativo tra i reattori nucleari PWR, BWR e CANDU: analisi del ciclo del combustibile tramite calcolatore NFCSS.
- Validazione del codice di fuel performance TEMIDE attraverso l'analisi dei benchmark MK-I e MK-II del reattore sperimentale JOYO
- Validazione del codice di fuel performance TEMIDE attraverso l'analisi del benchmark INTA-1 del reattore sperimentale JOYO
- Validazione del codice di fuel performance TEMIDE mediante il benchmark F1A dell'EBR-II
- Validazione del codice di fuel performance TEMIDE mediante il benchmark F8B dell'Experimental Breeder Reactor-II
Second cycle degree programmes dissertations
- Assessment of a new model for the investigation of a hypothetical SGTR in a Lead Fast Reactor
- Benchmarking Acvities on the ALFRED core with the deterministic neutronic code ERANOS
- Caratterizzazione di una sorgente plasma a bassa pressione per la realizzazione di metasuperfici
- CIRCE-THETIS Experimental Campaign: Prototypical Main Coolant Pump and Helical Coil Steam Generator Characterization
- Deposizione e caratterizzazione di film sottili PEO-like ottenuti mediante polimerizzazione plasma assistita a pressione atmosferica per superfici antifouling e biocompatibili
- Realizzazione e caratterizzazione di una sorgente plasma per metasuperfici riconfigurabili
- Thermal hydraulic analysis of a lead-cooled fuel pin simulator
