Development and validation of a new neutronic model of the TRIGA Mark II reactor

This thesis work discusses the development and validation of an updated neutronics model for the reactor TRIGA Mark II of the University of Pavia. This work finds its basis on a preceding model developed in the past with the Monte Carlo code Serpent and based on the reactor fresh fuel configuration. The model has been adapted in order to be as close as possible to reactor present conditions and, for this purpose, data coming from MCNP burnup calculations up to September 2013 and a new core configuration regarding the same year have been employed and implemented in Serpent-compatible input files. The updated model underwent a code-to-code comparison to MCNP for the first full power criticality configuration and for the core excess simulation. For these same cases a validation via a benchmark analysis with experimental data was performed as well. In both circumstances the results were in good agreement with experimental data. The model was then employed to calibrate two control rods. Two datasets were exploited to compare simulation results, one collected in 2015 and one collected in 2018. The results obtained through Serpent appeared to be in good agreement with experimental data for what concerns the 2015 experimental data; this can be stated for results pertaining 2018 as well. Simulations regarding criticality configurations for both datasets were run as well, obtaining results compatible in both cases with experimental ones, even though reactivity values for the year 2018 resulted in being slightly higher. Despite this last consideration, all criticality simulations outputs resulted in being acceptable if considering systematic uncertainties, whose minimum value had been quantified with previous studies. In conclusion, the updated model can be defined as a valid reactor analysis tool.

Il presente lavoro di tesi ha come obiettivo lo sviluppo e la validazione di un modello neutronico del reattore TRIGA Mark II dell’Università di Pavia, aggiornato all’ultima configurazione di criticità risalente al 2013. Il codice ottenuto si basa su un modello sviluppato in precedenza con il codice Monte Carlo Serpent e relativo alla configurazione originale del reattore datata 1965, la quale è cambiata negli anni e i materiali hanno subito fenomeni di burnup. In questo lavoro, il modello è stato aggiornato all’ultima configurazione di criticità, in modo da avere un codice nuovo e utilizzabile come strumento di analisi del reattore per le attuali condizioni operative dell’impianto. I dati utilizzati per aggiornare il modello sono relativi alla configurazione del nocciolo ottenuta a settembre 2013 e sono stati sfruttati calcoli di burnup effettuati tramite precedenti analisi e relativi allo stesso arco temporale. La verifica e validazione per il modello sviluppato sono stata effettuate rispettivamente tramite confronto code-to-code con un modello MCNP e analisi di benchmark con i dati sperimentali sia per le criticità a diversi livelli di potenza, sia per il core excess. In entrambi i casi si sono ottenuti risultati compatibili con i dati sperimentali. Si è successivamente simulata la calibrazione di due barre di controllo, da sottoporre ad analisi di benchmark con i dati sperimentali relativi agli anni 2015 e 2018. Per quanto riguarda il 2015, Serpent presenta risultati in accordo con i dati sperimentali, conclusione che si può trarre anche per i dati relativi al 2018. Simulazioni relative alle configurazioni di criticità per entrambi gli anni mostrano risultati in accordo con i dati sperimentali, nonostante per il 2018 vi siano livelli di reattività più elevati, ma comunque accettabili se si considerano errori di tipo sistematico di cui si ha una stima in termini di limite inferiore proveniente da lavori precedenti. Risulta quindi possibile affermare che il modello aggiornato rappresenta fedelmente le condizioni del reattore ed è un utile strumento di analisi dello stesso.