Coupled N-gamma calculations for fuel cycle and safety studies

Nowadays, there are several compelling problems regarding the nuclear fuel cycle and safety that need to be properly tackled. Among them, proliferation risk certainly ranks within the first places, together with the inherent safety design of a reactor and the definitive disposal of the nuclear spent waste. In order to be able to treat and then overcome these problems, accurate evaluations of the equivalent dose rate due to the irradiated fuel are essential, together with a reliable calculation methodology able also to provide the evolution of the composition. This thesis work aims assessing this calculation procedure able to provide reliable results. Accurate predictions on the dose rates depend on several factors as the assembly’s power history, composition at every step, geometry as well as decay time and calculated gamma source. Therefore, photon transport calculations are not sufficient alone to have reliable results, but also the depletion, decay and gamma source calculation approaches need to be precisely assessed and conducted. In the framework of the non-proliferation scenario safety issues, the U.S. Department of Energy (DOE) and the French Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energie Alternatives (CEA) carried out a comparative study on dose rate calculation for the Pressurized Water Reactor (PWR) fuel types. In the wake of this early study CEA and DOE proposed on an international scale, in the framework of the Nuclear Energy Agency (NEA) Expert Group on Advanced Fuel Cycle Scenarios (EGAFCS), a benchmark on dose rate calculations for UOX and MOX irradiated assemblies, in order to obtain quantitative measurements on the actual proliferation resistance. This Master Thesis work and the development of the original calculation methodology takes part in the benchmark dose rates evaluation and has been performed at KIT (Karlsruhe Institute of Technology) in the frame of the GENTLE (Graduate and Executive Nuclear Training and Lifelong Education) project of the EU.

Oggi giorno, alcuni problemi impellenti in ambito nucleare, riguardanti il ciclo del combustibile e le precauzioni che ne derivano, necessitano di essere adeguatamente affrontati. Tra questi il rischio di proliferazione nucleare occupa sicuramente i primi posti per importanza, assieme alla sicurezza intrinseca di un reattore e lo smaltimento definitivo dei rifiuti nucleari. Per poter essere in grado di trattare e successivamente risolvere questi problemi, valutazioni accurate del rateo di dose equivalente di combustibile esausto sono essenziali, da ricavare attraverso una metodologia di calcolo affidabile capace di seguire anche l’evoluzione della composizione del combustibile. Questo lavoro di tesi ha come obiettivo quello di impostare e verificare l’accuratezza di questa procedura di calcolo. Previsioni corrette del rateo di dose dipendono da numerosi fattori come la storia di bruciamento del combustibile in reattore, la composizione isotopica ad ogni fase, la geometria del core così come dal tempo di decadimento e dal rateo di emissione di raggi γ. Dunque, calcoli di trasporto γ da soli non sono sufficienti a garantire risultati affidabili ma è necessario simulare con precisione anche le fasi di bruciamento in reattore e di decadimento a cui il combustibile è sottoposto. Il Dipartimento di Energia statunitense DOE assieme con il Commissariato dell’Energia Atomica francese CEA hanno realizzato uno studio comparativo su conteggi di ratei di dose per combustibili di reattori PWR. Hanno inoltre esteso lo stesso lavoro a più partecipanti su scala internazionale all’interno del gruppo che si occupa di ciclo del combustibile e scenari avanzati (EGAFCS) dell’agenzia nucleare atomica (NEA), proponendo un benchmark su calcoli di ratei di dose in assembly irraggiati di combustibile UOX e MOX, con lo scopo di ottenere misure quantitative di resistenza alla proliferazione. Lo sviluppo di questa tesi e della procedura di calcolo originale sono state svolte al Karlsruhe Institute of Technology (KIT) con il sostegno del progetto europeo GENTLE (Graduate and Executive Nuclear Training and Lifelong Education) e si inseriscono nel benchmark precedentemente descritto.