Numerical evaluation of reactivity feedback coefficients in TRIGA Mark II reactor through a Monte Carlo apporach

This thesis is oriented towards the study of feedback coefficients of TRIGA Mark II fission reactor, managed by the Laboratory of Applied Nuclear Energy L.E.N.A. of University of Pavia. The goal is obtaining a sufficiently rich description of the reactor that allows the evaluation of its safety in view of a possible return to the pulse-mode operation. At the same time, these data would provide support to the development of numerical model devoted to the simulation of generation III and IV reactors. This work employs a reactor model developed with Serpent Monte Carlo code, through which is possible to evaluate reactivity variations in many configurations. Such model has been developed taking as reference a previous work, but since the new core configuration is slightly different from the previous one, a new validation process was pursued. Such validation is based on a comparison with experimental data related to neutron flux and control rods calibration curves. This last topic was further explored aiming at evaluating the effect of mutual interaction between these rods, which is also significant for the pulse-mode operation. After the development and validation of the model, this research focuses on those parameters that mostly affect the evaluation of fuel and coolant thermal feedback as well as the void coefficient. Concerning the latter one, particular attention was paid to the evaluation of the experimental procedures that usually are adopted for its assessment. These procedures were replicated inside Serpent environment in order to evaluate their effectiveness. Where possible, numerical results have been compared with experimental data, showing a reasonable agreement.

La presente tesi è orientata verso lo studio dei coefficienti di feedback del reattore a fissione nucleare TRIGA Mark II, gestito dal Laboratorio di Energia Nucleare Applicata L.E.N.A. dell’Università di Pavia. L’obiettivo è ottenere una descrizione sufficientemente ricca che permetta di valutare la sicurezza del reattore in vista di un possibile ritorno all’utilizzo della modalità pulsata e allo stesso tempo che fornisca dati che possano essere utilizzati come supporto allo sviluppo di modelli numerici per reattori generazione III e IV. Questo lavoro impiega un modello di reattore sviluppato col codice Monte Carlo Serpent, tramite il quale è possibile valutare variazioni di reattività in svariate configurazioni. Il modello quì utilizzato è stato sviluppato prendendo come riferimento un precedente lavoro finalizzato alla validazione del modello stesso. Essendo la nuova geometria in parte differente dalla precedente, si è optato per un nuovo processo di validazione, il quale si basa sui dati sperimentali relativi al flusso neutronico ed alla calibrazione delle barre di controllo; quest’ultimo argomento è stato approfondito allo scopo di valutare l’effetto di interazione tra le barre, anch’esso rilevante per operare il reattore in modalità pulsata. A seguito della realizzazione e validazione del modello, questo lavoro si è focalizzato sugli effetti che influenzano maggiormente i coefficienti di feedback termici di fuel e coolant ed il coefficiente di vuoto. Riguardo quest’ultimo, si è posta particolare attenzione nella valutazione delle procedure sperimentali che vengono usualmente impiegate per la sua identificazione. Queste procedure sono state riprodotte nell’ambiente Serpent al fine di valutarne l’efficacia. Dove possibile i risultati numerici sono stati confrontati con quelli sperimentali dimostrando un ragionevole accordo.