Questo studio riguarda l’utilizzo del metodo DSA (Direct Statistical Approach) per la produzione dei coefficienti di riduzione della varianza per un calcolo Monte Carlo, qui applicato al codice di calcolo MCNP6.1 mediante patch. Lo studio proposto, svolto nell’ambito di una collaborazione con l’IRSN (Istituto per la Radioprotezione e la Sicurezza Nucleare francese) analizza l’estensione di DSA, che riguarda risposte per problemi in penetrazione profonda durante calcoli a sorgente fissa, a una successiva versione per problemi di autovalore. Si richiede infatti un’analisi delle differenze nei risultati prodotti dalle due versioni e se ne ricercano le motivazioni: il disaccoppiamento, che consegue alla normale soluzione di problemi di autovalore con risposte di penetrazione profonda, risulta in una soluzione di un problema in sorgente fissa. È stato qui usato in un modello di reattore Gen-III, con risposte di flusso neutronico oltre 100 keV e 1 MeV, danneggiamento dpa da neutroni e fotoni in 4 posizioni angolari sulla superficie del vessel; il tutto a 3 livelli di altezza lungo la dimensione assiale: mezzeria del nocciolo, altezza dei supporti sotto la parte attiva e a una quota ancora inferiore. Queste risposte sono scelte come esempi di problemi in penetrazione profonda. Per esse sono state considerate differenti conformazioni di sorgente di fissione all’interno del nocciolo: omogenea, unico profilo assiale e scansione radiale per assemblaggio, profilo assiale dipendente dall’assemblaggio oltre alla scansione radiale per assemblaggio, una definizione “pin-by-pin” con scansione assiale, un’ulteriore scansione pin-by-pin con una scansione anche radiale a 2 raggi del pin stesso. È indagato anche l’effetto della scelta dello spettro di Watt di fissione: default del codice MCNP6.1, tipico di 235U e di 239Pu. Ne risulta significativo l’impatto ed emergono alcune raccomandazioni per la definizione di una sorgente congrua ad analisi di penetrazione profonda, come il danneggiamento al vessel per analisi in supporto all’estensione di vita degli impianti nucleari in esercizio.

Sviluppo e applicazioni di metodologie Monte Carlo per le valutazioni neutroniche in supporto alle analisi di sicurezza dei reattori nucleari in operazione

Console Camprini, Patrizio;Burn, Kenneth William
2018-11-23

Abstract

Questo studio riguarda l’utilizzo del metodo DSA (Direct Statistical Approach) per la produzione dei coefficienti di riduzione della varianza per un calcolo Monte Carlo, qui applicato al codice di calcolo MCNP6.1 mediante patch. Lo studio proposto, svolto nell’ambito di una collaborazione con l’IRSN (Istituto per la Radioprotezione e la Sicurezza Nucleare francese) analizza l’estensione di DSA, che riguarda risposte per problemi in penetrazione profonda durante calcoli a sorgente fissa, a una successiva versione per problemi di autovalore. Si richiede infatti un’analisi delle differenze nei risultati prodotti dalle due versioni e se ne ricercano le motivazioni: il disaccoppiamento, che consegue alla normale soluzione di problemi di autovalore con risposte di penetrazione profonda, risulta in una soluzione di un problema in sorgente fissa. È stato qui usato in un modello di reattore Gen-III, con risposte di flusso neutronico oltre 100 keV e 1 MeV, danneggiamento dpa da neutroni e fotoni in 4 posizioni angolari sulla superficie del vessel; il tutto a 3 livelli di altezza lungo la dimensione assiale: mezzeria del nocciolo, altezza dei supporti sotto la parte attiva e a una quota ancora inferiore. Queste risposte sono scelte come esempi di problemi in penetrazione profonda. Per esse sono state considerate differenti conformazioni di sorgente di fissione all’interno del nocciolo: omogenea, unico profilo assiale e scansione radiale per assemblaggio, profilo assiale dipendente dall’assemblaggio oltre alla scansione radiale per assemblaggio, una definizione “pin-by-pin” con scansione assiale, un’ulteriore scansione pin-by-pin con una scansione anche radiale a 2 raggi del pin stesso. È indagato anche l’effetto della scelta dello spettro di Watt di fissione: default del codice MCNP6.1, tipico di 235U e di 239Pu. Ne risulta significativo l’impatto ed emergono alcune raccomandazioni per la definizione di una sorgente congrua ad analisi di penetrazione profonda, come il danneggiamento al vessel per analisi in supporto all’estensione di vita degli impianti nucleari in esercizio.
Calcoli di schermaggio;Neutronica;Reattori nucleari evolutivi;Metodi Monte Carlo;Tecniche riduzione della varianza;Rapporto tecnico
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/8063
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