A burnup calculation analysis for reactor antineutrino prediction

Nuclear reactors represent a source of electronic antineutrinos due to the massive presence of unstable fission products that go through beta- processes. The JUNO experiment, which began collecting data in 2020, using two facilities in southern China located 53 km from the measurement site, will be able to answer the question of mass ordering thanks to the very high accuracy level. This requires that the energy spectrum emitted by the reactors should be calculated as precise as possible. This thesis work aims to build a model for predicting the energy distribution of antineutrinos from a fuel assembly exploiting the summation method, coupling the Monte Carlo code SERPENT and the BetaShape software. The input characteristics of the model that can increase the accuracy of the prediction will be investigated. In particular, temperature, boron control, and simulation time partitioning will be examined. In order to provide qualitative information, a sensitivity analysis will be proposed by comparing the outputs of the simulations with each other. Also, in order to quantitatively estimate the effect of these input characteristics, a validation process will be performed with the Takahama-3 dataset, in which the isotopic concentrations of a spent fuel are reported. Finally, an analytical model will be proposed to study the evolution of Antimony 125, the concentration of which will be overestimated by this work and other benchmarks in the literature.

I reattori nucleari rappresentano una sorgente di antineutrini elettronici grazie alla massiccia presenza di prodotti di fissione instabili che vanno incontro a processi beta-. L’esperimento JUNO, che ha iniziato a raccogliere dati nel 2020, grazie all’utilizzo di due impianti nel sud della Cina posti a 53 km dal sito di misura, potrà rispondere alla domanda dell’ordinamento di massa per via dell’elevatissimo livello di accuratezza. Questo richiede che lo spettro energetico emesso dai reattori sia calcolato con la massima precisione possibile. Questo lavoro di tesi si propone di costruire un modello per il calcolo della distribuzione energetica degli antineutrini da un elemento di combustibile tramite il metodo di somma, accoppiando il codice Monte Carlo SERPENT e il software BetaShape. Verranno approfondite le caratteristiche di input del modello che possono aumentare l’accuratezza della predizione. In particolare saranno prese in esame la temperatura, il controllo di boro e la suddivisione temporale di simulazione. Al fine di fornire informazioni qualitative, sarà proposta una analisi di sensitività confrontando i gli output delle simulazioni tra di loro. Inoltre, per stimare quantitativamente l’effetto di tali caratteristiche di input, verrà effettuato un processo di validazione con il set di dati del Takahama-3, in cui sono presenti le concentrazioni isotopiche di un combustibile esaurito. Infine, sarà proposto un modello analitico per studiare l’evoluzione dell’antimonio 125, la cui concentrazione sarà sovrastimata da questo lavoro e da altri benchmark presenti in letteratura.