Analisi di un Incidente Non Mitigato di Tipo LOCA in un Reattore PWR Mediante il Codice MELCOR 2.1

La presente attività di tesi è stata svolta presso la Divisione di Sicurezza Nucleare dell’ENEA di Bologna ed è stata finalizzata ad analizzare, mediante il codice MELCOR 2.1, le conseguenze di tre incidenti severi non mitigati di tipo LBLOCA in un generico reattore nucleare ad acqua leggera pressurizzata (PWR) da 900 MWe. In particolare sono stati confrontati gli scenari incidentali relativi a tre distinti eventi iniziatori nel circuito di refrigerazione primario: la rottura a ghigliottina della gamba fredda (CL) del loop 1, della gamba calda (HL) del loop 1 e della surge line di connessione con il pressurizzatore. Le analisi MELCOR hanno indagato la progressione incidentale in-vessel, con particolare riferimento alle fenomenologie termoidrauliche e di degradazione del core. MELCOR infatti è un codice integrato che simula le principali fenomenologie riguardanti sequenze incidentali di tipo severo in reattori ad acqua leggera. Durante la prima fase dei tre transitori incidentali risultano predominanti fenomenologie di carattere termoidraulico. In particolare MELCOR predice la rapida depressurizzazione e il conseguente svuotamento del sistema di refrigerazione primario. I tre transitori sono poi caratterizzati dallo scoprimento completo del core a causa dell’indisponibilità del sistema di refrigerazione di emergenza. Il conseguente riscaldamento del core per il calore di decadimento e per ossidazione delle strutture metalliche conduce inevitabilmente alla sua degradazione e quindi al fallimento della lower head del recipiente in pressione del reattore nei tre scenari incidentali in tempi diversi. Durante la prima fase incidentale, di carattere prevalentemente termoidraulico, sono state rilevate le principali differenze fenomenologiche causate dalle differenti posizioni e dimensioni delle rotture. Il transitorio causato dalla rottura della CL si è confermato come il più gravoso, con fallimento anticipato della lower head rispetto agli altri due transitori considerati.

Costruzione di un Sistema Informativo Geografico Digitale per analisi ambientali

Questo lavoro ha come obiettivo l’utilizzo del Geographical Information System (GIS) per effettuare analisi di sicurezza, monitoraggio e valutazioni di impatto ambientale. Oggi, la totalità delle operazioni GIS possono essere svolte con software open source e in questa sedi si è scelto di utilizzare il GIS GRASS (Geographic Resources Analysis Support System) disponibile nei termini della GNU public license (GPL), mostrando l’usabilità e le notevoli potenzialità di tale software, nonché la qualità dei prodotti ottenibili, mai inferiori ai prodotti e agli strumenti messi a disposizione dai più radicati e diffusi programmi proprietari. Nel capitolo 4, vedremo l’applicazione all’analisi delle conseguenze di ipotetici incidenti, durante le operazioni di dismissione dell’impianto di processamento del combustibile nucleare, di Bosco Marengo (AL). Nel capitolo 5, vedremo applicazioni nel campo del monitoraggio della qualità dell’aria tramite analisi di immagini satellitari.

Calcoli di sezioni d'urto efficaci di riflettore in sistemi PWR di terza generazione

La corretta modellizzazione della zona del riflettore dei sistemi GEN III+ è un passaggio fondamentale per un’accurata predizione dei parametri di cella il cui valore influenza direttamente la distribuzione di potenza su tutto il nocciolo. Tale esigenza si è resa ancora più stringente dopo la constatazione che il fenomeno del “tilt power” risulta essere più amplificato nei noccioli nucleari equipaggiati con un riflettore pesante. Per tali ragioni, nel presente lavoro di tesi si è dedicata particolare attenzione alle metodiche di modellizzazione ed alla generazione delle sezioni d’urto efficaci omogenee ed agli assembly discontinuity factors (ADF) nella zona di riflessione. Il codice deterministico utilizzato per il calcolo è SCALE 6.1.3. La notevole differenza nelle proprietà neutroniche associata ad un’elevata eterogeneità geometrica tra un nocciolo ed un riflettore hanno suggerito di effettuare un’analisi preliminare sul sistema riflettente GEN II proposto nel benchmark NEA-NSC-DOC (2013) per testare la capacità di SCALE 6.1.3 di effettuare un corretto calcolo di cella adottando una modellizzazione monodimensionale assembly/riflettore. I risultati ottenuti sono confrontati con quelli presentati nel benchmark e e con quelli valutati attraverso il codice Monte Carlo SERPENT 2.0 confermando la capacità di calcolo di SCALE 6.1.3. L’analisi sulla modellizzazione dei sistemi riflettenti GEN III+ è stata effettuata ricavando il valore dei parametri di cella per configurazioni omogenee ed una serie di configurazioni geometriche esatte che comprendono tutte le modellizzazioni del sistema riflettente lungo la direzione angolare del riflettore. Si è inoltre effettuata un’analisi di sensitività su parametri operativi e sui parametri di codice. Si è infine effettuato un calcolo in color-set per indagare l’influenza degli effetti 2-D sui parametri di cella. I risultati prodotti rappresentano un contributo migliorativo nella conoscenza dei parametri di cella di riflettore e potranno essere utilizzati per una più precisa valutazione del fenomeno del tilt nei sistemi GEN III+.

Development and application of a thermo-hydraulic model supporting the design and the deterministic safety analysis in a sodium cooled fast reactor

Il CP-ESFR è un progetto integrato di cooperazione europeo sui reattori a sodio SFR realizzato sotto il programma quadro EURATOM 7, che unisce il contributo di venticinque partner europei. Il CP-ESFR ha l'ambizione di contribuire all'istituzione di una "solida base scientifica e tecnica per il reattore veloce refrigerato a sodio, al fine di accelerare gli sviluppi pratici per la gestione sicura dei rifiuti radioattivi a lunga vita, per migliorare le prestazioni di sicurezza, l'efficienza delle risorse e il costo-efficacia di energia nucleare al fine di garantire un sistema solido e socialmente accettabile di protezione della popolazione e dell'ambiente contro gli effetti delle radiazioni ionizzanti. " La presente tesi di laurea è un contributo allo sviluppo di modelli e metodi, basati sull’uso di codici termo-idraulici di sistema, per l’ analisi di sicurezza di reattori di IV Generazione refrigerati a metallo liquido. L'attività è stata svolta nell'ambito del progetto FP-7 PELGRIMM ed in sinergia con l’Accordo di Programma MSE-ENEA(PAR-2013). Il progetto FP7 PELGRIMM ha come obbiettivo lo sviluppo di combustibili contenenti attinidi minori 1. attraverso lo studio di due diverse forme: pellet (oggetto della presente tesi) e spherepac 2. valutandone l’impatto sul progetto del reattore CP-ESFR. La tesi propone lo sviluppo di un modello termoidraulico di sistema dei circuiti primario e intermedio del reattore con il codice RELAP5-3D© (INL, US). Tale codice, qualificato per il licenziamento dei reattori nucleari ad acqua, è stato utilizzato per valutare come variano i parametri del core del reattore rilevanti per la sicurezza (es. temperatura di camicia e di centro combustibile, temperatura del fluido refrigerante, etc.), quando il combustibile venga impiegato per “bruciare” gli attinidi minori (isotopi radioattivi a lunga vita contenuti nelle scorie nucleari). Questo ha comportato, una fase di training sul codice, sui suoi modelli e sulle sue capacità. Successivamente, lo sviluppo della nodalizzazione dell’impianto CP-ESFR, la sua qualifica, e l’analisi dei risultati ottenuti al variare della configurazione del core, del bruciamento e del tipo di combustibile impiegato (i.e. diverso arricchimento di attinidi minori). Il testo è suddiviso in sei sezioni. La prima fornisce un’introduzione allo sviluppo tecnologico dei reattori veloci, evidenzia l’ambito in cui è stata svolta questa tesi e ne definisce obbiettivi e struttura. Nella seconda sezione, viene descritto l’impianto del CP-ESFR con attenzione alla configurazione del nocciolo e al sistema primario. La terza sezione introduce il codice di sistema termico-idraulico utilizzato per le analisi e il modello sviluppato per riprodurre l’impianto. Nella sezione quattro vengono descritti: i test e le verifiche effettuate per valutare le prestazioni del modello, la qualifica della nodalizzazione, i principali modelli e le correlazioni più rilevanti per la simulazione e le configurazioni del core considerate per l’analisi dei risultati. I risultati ottenuti relativamente ai parametri di sicurezza del nocciolo in condizioni di normale funzionamento e per un transitorio selezionato sono descritti nella quinta sezione. Infine, sono riportate le conclusioni dell’attività.

L'uso degli acceleratori in medicina nucleare

In questo lavoro di tesi si indaga come gli acceleratori di particelle si siano rivelati di fondamentale utilità nel settore medico-sanitario, risolvendo problematiche fisiche ed economiche legate alla produzione di radioisotopi. Per riuscire ad effettuare procedure terapeutiche e diagnostiche di qualità senza ricondursi a tecniche invasive, sta diventando sempre più importante disporre di ciclotroni nelle vicinanze delle strutture ospedaliere. Di fronte alla carenza di radionuclidi e alla necessità di produrre nuovi radiofarmaci, il mondo si sta muovendo per affiancare ai pochi reattori nucleari rimasti operativi, progetti nati dalla collaborazione di diversi centri di ricerca. In particolare in Italia è in corso un progetto, il TECHN-OPS, portato avanti da diverse sezioni INFN (compreso quella di Bologna), che si pone l’obiettivo di supplire al bisogno di 99m-Tc sfruttando una rete limitata di ciclotroni (che utilizzano bersagli di molibdeno arricchito) e lo sviluppo di metodi di riciclo di 100-Mo e di ottimizzazione delle varie fasi di produzione.

Neutronics analyses for fast spectrum nuclear systems and scenario studies for advanced nuclear fuel cycles

The present PhD thesis summarizes the three-years study about the neutronic investigation of a new concept nuclear reactor aiming at the optimization and the sustainable management of nuclear fuel in a possible European scenario. A new generation nuclear reactor for the nuclear reinassance is indeed desired by the actual industrialized world, both for the solution of the energetic question arising from the continuously growing energy demand together with the corresponding reduction of oil availability, and the environment question for a sustainable energy source free from Long Lived Radioisotopes and therefore geological repositories. Among the Generation IV candidate typologies, the Lead Fast Reactor concept has been pursued, being the one top rated in sustainability. The European Lead-cooled SYstem (ELSY) has been at first investigated. The neutronic analysis of the ELSY core has been performed via deterministic analysis by means of the ERANOS code, in order to retrieve a stable configuration for the overall design of the reactor. Further analyses have been carried out by means of the Monte Carlo general purpose transport code MCNP, in order to check the former one and to define an exact model of the system. An innovative system of absorbers has been conceptualized and designed for both the reactivity compensation and regulation of the core due to cycle swing, as well as for safety in order to guarantee the cold shutdown of the system in case of accident. Aiming at the sustainability of nuclear energy, the steady-state nuclear equilibrium has been investigated and generalized into the definition of the ``extended'' equilibrium state. According to this, the Adiabatic Reactor Theory has been developed, together with a New Paradigm for Nuclear Power: in order to design a reactor that does not exchange with the environment anything valuable (thus the term ``adiabatic''), in the sense of both Plutonium and Minor Actinides, it is required indeed to revert the logical design scheme of nuclear cores, starting from the definition of the equilibrium composition of the fuel and submitting to the latter the whole core design. The New Paradigm has been applied then to the core design of an Adiabatic Lead Fast Reactor complying with the ELSY overall system layout. A complete core characterization has been done in order to asses criticality and power flattening; a preliminary evaluation of the main safety parameters has been also done to verify the viability of the system. Burn up calculations have been then performed in order to investigate the operating cycle for the Adiabatic Lead Fast Reactor; the fuel performances have been therefore extracted and inserted in a more general analysis for an European scenario. The present nuclear reactors fleet has been modeled and its evolution simulated by means of the COSI code in order to investigate the materials fluxes to be managed in the European region. Different plausible scenarios have been identified to forecast the evolution of the European nuclear energy production, including the one involving the introduction of Adiabatic Lead Fast Reactors, and compared to better analyze the advantages introduced by the adoption of new concept reactors. At last, since both ELSY and the ALFR represent new concept systems based upon innovative solutions, the neutronic design of a demonstrator reactor has been carried out: such a system is intended to prove the viability of technology to be implemented in the First-of-a-Kind industrial power plant, with the aim at attesting the general strategy to use, to the largest extent. It was chosen then to base the DEMO design upon a compromise between demonstration of developed technology and testing of emerging technology in order to significantly subserve the purpose of reducing uncertainties about construction and licensing, both validating ELSY/ALFR main features and performances, and to qualify numerical codes and tools.

Development and performance assessment of a Plasma Focus electron beam generator for Intra-Operative Radiation Therapy

The Plasma Focus is a device designed to generate a plasma sheet between two coaxial electrodes by means of a high voltage difference. The plasma is then driven to collapse into a “pinch”, where thermonuclear conditions prevail. During the “pinch phase” charged particles are emitted, with two main components: an ion beam peaked forward and an electron beam directed backward. The electron beam emitted backward by Plasma Focus devices is being investigated as a radiation source for medical applications, using it to produce x-rays by interaction with appropriate targets (through bremsstrahlung and characteristic emission). A dedicated Plasma Focus device, named PFMA-3 (Plasma Focus for Medical Applications number 3), has been designed, put in operation and tested by the research groups of the Universities of Bologna and Ferrara. The very high dose rate (several gray per discharge, in less than 1 µs) is a peculiarity of this device that has to be investigated, as it might modify the relative biological effectiveness (RBE). Aim of this Ph.D. project was to investigate the main physical properties of the low-energy x-ray beams produced by a Plasma Focus device and their potential medical applications to IORT treatments. It was necessary to develop the optimal geometrical configuration; to evaluate the x-rays produced and their dose deposited; to estimate the energy electron spectrum produced in the “pinch phase”; to study an optimal target for the conversion of the x-rays; to conduct simulations to study the physics involved; and in order to evaluate the radio-biological features of the beam, cell holders had to be developed for both irradiations and cell growth conditions.

Spectrum reconstruction from a scattering measurement using the adjoint Boltzmann transport equation for photons

Quality control of medical radiological systems is of fundamental importance, and requires efficient methods for accurately determine the X-ray source spectrum. Straightforward measurements of X-ray spectra in standard operating require the limitation of the high photon flux, and therefore the measure has to be performed in a laboratory. However, the optimal quality control requires frequent in situ measurements which can be only performed using a portable system. To reduce the photon flux by 3 magnitude orders an indirect technique based on the scattering of the X-ray source beam by a solid target is used. The measured spectrum presents a lack of information because of transport and detection effects. The solution is then unfolded by solving the matrix equation that represents formally the scattering problem. However, the algebraic system is ill-conditioned and, therefore, it is not possible to obtain a satisfactory solution. Special strategies are necessary to circumvent the ill-conditioning. Numerous attempts have been done to solve this problem by using purely mathematical methods. In this thesis, a more physical point of view is adopted. The proposed method uses both the forward and the adjoint solutions of the Boltzmann transport equation to generate a better conditioned linear algebraic system. The procedure has been tested first on numerical experiments, giving excellent results. Then, the method has been verified with experimental measurements performed at the Operational Unit of Health Physics of the University of Bologna. The reconstructed spectra have been compared with the ones obtained with straightforward measurements, showing very good agreement.

Le nuove procedure di analisi di sicurezza in ambito urbano ed extra urbano

Nel 2011 si sono registrati in Italia 205.638 incidenti stradali con lesioni a persone. Il numero dei morti (entro il 30° giorno) è stato di 3.860, quello dei feriti ammonta a 292.019.Rispetto all’obiettivo fissato dall’Unione Europea nel Libro Bianco del 2001, che prevedeva la riduzione della mortalità del 50% entro il 2010, benché sia vicina a questo traguardo, l’Italia non ha ancora raggiunto tale livello (Figura I.1). Sulle strade urbane si sono verificati 157.023 incidenti, con 213.001 feriti e 1.744 morti. Sulle Autostrade gli incidenti sono stati 11.007, con 18.515 feriti e 338 decessi. Sulle altre strade extraurbane, ad esclusione delle Autostrade, si sono verificati 37.608 incidenti, con 65.503 feriti e 1.778 morti. L’indice di mortalità mostra che gli incidenti più gravi avvengono sulle strade extraurbane (escluse le autostrade), dove si registrano 4,7 decessi ogni 100 incidenti. Gli incidenti sulle strade urbane sono meno gravi, con 1,1 morti ogni 100 incidenti. Sulle Autostrade tale indice è pari a 3,1. L’indice di mortalità si mantiene superiore alla media giornaliera (1,9 decessi ogni 100 incidenti) per tutto l’arco di tempo che va dalle 21 alle 7 del mattino, raggiungendo il valore massimo intorno alle 5 del mattino (6,0 decessi ogni 100 incidenti). La domenica è il giorno nel quale si registra il livello più elevato dell’indice di mortalità (2,8 morti per 100 incidenti). In 7 casi su 10 (69,7%) le vittime sono i conducenti di veicoli, nel 15,3% i passeggeri trasportati e nel 15,1% i pedoni. La categoria di veicolo più coinvolta in incidente stradale è quella delle autovetture(66,1%), seguono motocicli (14,0%), i ciclomotori (5,4%) e le biciclette (4,5%).

Studio di fattibilità della produzione diretta di tc-99m mediante ciclotrone

Le caratteristiche del 99mTc e la possibilità per gli ospedali di produrlo in loco quotidianamente grazie ai generatori, hanno reso questo radioisotopo il più utilizzato della fisica medica: è richiesto in circa l’80% delle procedure di medicina nucleare con circa 7 milioni di somministrazioni all’anno in Europa e 8 milioni negli USA. Inoltre il campo di applicabilità del 99mTc è molto vasto: viene infatti utilizzato per scintigrafie ossee, epatiche, renali, celebrali, tiroidee e per il controllo della funzionalità epatica. A causa del notevole incremento dell’insorgenza di patologie oncologiche e dell’aumento della popolazione, la richiesta di 99mTc è sempre cresciuta negli anni ed è ancora destinata a crescere nei prossimi; l’unico fattore attenuante è lo sviluppo di altre tecniche di diagnostica funzionale come la PET ( Positron Emission Tomography ). Nonostante la creazione del 99mTc da generatori di 99Mo sia ancora oggi il metodo di produzione più efficiente, si sta ponendo recentemente la necessità di ricercare nuove tecniche di produzione dell’isotopo per soddisfare le grandi quantità richieste dal mercato globale. Questo accade perché malgrado l’utilizzo del 99mTc sia in forte crescita, la produzione di 99Mo è destinata a diminuire in quanto necessita di reattori nucleari: gli ingenti costi delle moderne centrali e le elevate quantità di scorie prodotte, stanno guidando la politica mondiale verso una denuclearizzazione che renderà in pochi anni impossibile soddisfare la richiesta di 99Mo della medicina nucleare. Questo lavoro di tesi si colloca in questo contesto, cioè nella ricerca di un metodo alternativo per la produzione di 99mTc: l’irraggiamento con protoni di un target di 100Mo arricchito, in un ciclotrone ad uso medicale. L’obbiettivo che si vuole raggiungere è fornire una stima attendibile su tale produzione, valutare la qualità dell’isotopo e mettere in luce eventuali problematiche riscontrabili.

Power Transient Analysis of Experimental Devices for Jules Horowitz Material Testing Reactor (JHR)

The objective of this thesis is the power transient analysis concerning experimental devices placed within the reflector of Jules Horowitz Reactor (JHR). Since JHR material testing facility is designed to achieve 100 MW core thermal power, a large reflector hosts fissile material samples that are irradiated up to total relevant power of 3 MW. MADISON devices are expected to attain 130 kW, conversely ADELINE nominal power is of some 60 kW. In addition, MOLFI test samples are envisaged to reach 360 kW for what concerns LEU configuration and up to 650 kW according to HEU frame. Safety issues concern shutdown transients and need particular verifications about thermal power decreasing of these fissile samples with respect to core kinetics, as far as single device reactivity determination is concerned. Calculation model is conceived and applied in order to properly account for different nuclear heating processes and relative time-dependent features of device transients. An innovative methodology is carried out since flux shape modification during control rod insertions is investigated regarding the impact on device power through core-reflector coupling coefficients. In fact, previous methods considering only nominal core-reflector parameters are then improved. Moreover, delayed emissions effect is evaluated about spatial impact on devices of a diffuse in-core delayed neutron source. Delayed gammas transport related to fission products concentration is taken into account through evolution calculations of different fuel compositions in equilibrium cycle. Provided accurate device reactivity control, power transients are then computed for every sample according to envisaged shutdown procedures. Results obtained in this study are aimed at design feedback and reactor management optimization by JHR project team. Moreover, Safety Report is intended to utilize present analysis for improved device characterization.

Development of a method for plasma - induced combustion of intermediate to low-level radioactive waste

This work demonstrates that the plasma - induced combustion of intermediate to low-level radioactive waste is a suitable method for volume reduction and stabilization. Weaknesses of existing facilities can be overcome with novel developments. Plasma treatment of LILW has a high economical advantage by volume reduction for storage in final repositories.

Cattura neutronica su u-238: Studio della regione delle risonanze risolte.

Le attuali sezioni d’urto di reazioni indotte da neutroni non sono sufficientemente accurate per essere utilizzate in progetti di ricerca di frontiera. Per soddisfare la richiesta di nuovi dati nucleari è stata recentemente costruita al CERN di Ginevra la facility n_TOF (neutron Time Of Flight). Le caratteristiche che contraddistinguono questa facility sono l’elevato flusso istantaneo di neutroni, l’ampio spettro energetico e l’eccellente risoluzione energetica. In questa tesi viene analizzata la sezione d’urto di cattura neutronica su 238U, fondamentale per la realizzazione dei reattori nucleari di nuova generazione che prevedono la sostituzione del combustibile 235U con 238U, molto più abbondante in natura e che permette di ridurre drasticamente l’accumulo di scorie nucleari. Nonostante le numerose misure già effettuate su questo elemento, ancora non si è raggiunta la precisione necessaria per le tecnologie nucleari emergenti quali i reattori di quarta generazione e gli ADS (Accelerator Drive System). Inoltre la parametrizzazione della sezione d’urto in termini di matrice R, non è così accurata quanto richiesto. In questo lavoro si è dapprima studiata l’assegnazione dello spin delle risonanze riportata in letteratura, elemento fondamentale per la successiva analisi delle risonanze e la parametrizzazione della sezione d’urto della reazione 238U(n, ). Parallelamente a questa attività si è studiata la funzione di risposta dello spettrometro n_TOF, che descrive la risoluzione energetica dei neutroni incidenti e va quindi a modificare la forma delle risonanze. I risultati ottenuti sono quindi stati confrontati con quelli in letteratura per poter essere validati e per poter verificare eventuali migliorie.