Safety parameters uncertainty and sensitivity analysis for the high flux reactor of Institut Laue-Langevin

The RHF (High Flux Reactor) of Institute Laue-Langevin (Grenoble, France) produces a very bright flux in a compact core immersed in a very large volume of heavy water, from which the neutrons are extracted by 17 beams. The evaluation of safety coefficients like the void and temperature feedback coefficient are relevant for the reactor safety demonstration, as the reactivity effects of beams flooding are very important. This study focuses on exploiting the new capabilities of Monte Carlo codes to calculate not only the safety parameters but also their sensitivity to uncertain nuclear and experimental data without running multiple Monte Carlo simulations. Perturbation theory applied to neutron transport allows for the calculation of neutrons importance, which corresponds to the contribution of each neutron to reactivity or to some reaction rates. In the past, importance weighed functions such as keff sensitivities were calculated only by deterministic codes solving adjoint transport equations. Nevertheless, it has been recently shown that Monte Carlo codes can calculate Sensitivity coefficients. In this work, a SERPENT input of RHF has been built and confronted with a MCNP model in a benchmark. A detailed sensitivity study has been performed and the most important experimental uncertainties have been calculated with GPT and compared with direct calculation results (Monte Carlo keff comparison). Some of the sensitivities have also been used to calculate the most important uncertainties to nuclear data. Finally, sensitivity analysis has been exploited to study the flooding of the most important neutron beam, a safety scenario of particular interest to the RHF.

Il reattore ad alto flusso (RHF) dell'Istituto Laue-Langevin (Grenoble, Francia) produce un flusso di neutroni molto intenso in in un nocciolo compatto immerso in una piscina di acqua pesante, da cui i neutroni sono estratti da 17 appositi tubi in alluminio e zirconio. Lo studio dei coefficienti di temperatura e di vuoto è fondamentale per la sicurezza del reattore così come gli effetti di reattività legati all'inondazione di questi tubi. Questo studio è mirato a sfruttare le nuove capacità dei codici Monte Carlo nel calcolare non solo i parametri di sicurezza ma anche le loro sensitività ai dati nucleari e sperimentali senza dover ricorrere a simulazioni Monte Carlo multiple. La teoria delle perturbazioni applicata al trasporto dei neutroni permette di calcolarne l'importanza, che corrisponde al contributo di ciascuna particella alla reattività o ad alcuni tassi di reazione. In passato, funzioni pesate sull'importanza come le sensitività del keff potevano essere calcolate solo da codici deterministici mediante l'equazione aggiunta del trasporto. Tuttavia, è stato recentemente mostrato come anche i codici Monte Carlo possono calcolare coefficienti di sensitività sfruttando metodi perturbativi (GPT). Un input SERPENT del reattore è stato costruito e confrontato con il corrispondente modello MCNP. E' stato svolto un dettagliato studio di sensitività e le incertezze più importanti sono state calcolate con il metodo GPT e confrontate con i calcoli diretti. Alcune sensitività sono state utilizzate per calcolare le incertezze legate ai dati nucleari. Infine, l'analisi di sensitività è stata sfruttata per indagare l'inondazione di uno dei tubi di fuga dei neutroni, uno scenario particolarmente importante per la sicurezza del reattore.