System level study of Fusion_fission hybrid reactor core components

The increasing demand for sustainable and low-carbon energy sources has renewed interest in fusion-based systems and, in particular, Fusion–Fission Hybrid Reactors (FFHRs) as an intermediate step toward fully commercial fusion power. Among the proposed magnetic confinement configurations, the Reversed Field Pinch (RFP) offers attractive features in terms of compactness and magnetic efficiency. However, the intense neutron flux generated by fusion reactions poses significant challenges for the protection of superconducting toroidal field coils, whose performance is strongly affected by radiation-induced damage. This thesis addresses the neutronic aspects of shielding design for an RFP-based hybrid reactor through the development of a custom Monte Carlo neutron transport code. The work begins with an overview of the reactor configuration, superconducting magnet technology, and radiation damage mechanisms relevant to Nb3Sn conductors. Candidate plasma-facing and shielding materials, including graphite, beryllium, tungsten, and boron carbide, are then analysed in terms of their neutronic and thermo-mechanical properties. A modular continuous-energy Monte Carlo transport model was implemented in Python using ENDF-based nuclear data. The code explicitly samples neutron free paths, interaction types, and scattering kinematics, enabling detailed tracking of neutron attenuation and spectral evolution in multilayer media. Validation was performed through slab benchmark simulations and comparison with OpenMC reference calculations, showing satisfactory agreement in transmission, reflection, absorption probabilities, and energy spectra. The validated model was subsequently applied to simplified shielding configurations representative of RFP hybrid reactors. Results highlight the complementary roles of moderating, absorbing, and high-Z materials, demonstrating that effective protection of superconducting coils requires optimized multilayer shielding strategies. Overall, the developed tool provides a physically transparent and computationally flexible framework for preliminary neutronic assessment and supports the design of shielding systems for advanced fusion–fission hybrid reactors.

La crescente domanda globale di fonti energetiche sostenibili e a basse emissioni di carbonio ha rinnovato l’interesse verso i sistemi basati sulla fusione nucleare e, in particolare, verso i reattori ibridi fusione–fissione (Fusion–Fission Hybrid Reactors, FFHR) come passo intermedio verso la piena commercializzazione dell’energia da fusione. Tra le configurazioni di confinamento magnetico proposte, il Reversed Field Pinch (RFP) presenta caratteristiche interessanti in termini di compattezza ed efficienza magnetica. Tuttavia, l’intenso flusso neutronico generato dalle reazioni di fusione pone rilevanti criticità per la protezione delle bobine toroidali superconduttrici, le cui prestazioni risultano fortemente influenzate dal danneggiamento indotto da radiazione. Questa tesi affronta gli aspetti neutronici della progettazione dello shielding per un reattore ibrido basato su RFP mediante lo sviluppo di un codice Monte Carlo personalizzato per il trasporto neutronico. Il lavoro inizia con una panoramica della configurazione del reattore, della tecnologia dei magneti superconduttori e dei meccanismi di danno da radiazione rilevanti per i conduttori in Nb〖_3〗Sn. Vengono quindi analizzati i materiali candidati per il first wall e per lo shielding, tra cui grafite, berillio, tungsteno e carburo di boro, valutandone le proprietà neutroniche e termo-meccaniche. È stato sviluppato in Python un modello Monte Carlo modulare in energia continua, basato su dati nucleari ENDF. Il codice campiona esplicitamente i cammini liberi neutronici, i tipi di interazione e la cinematica di scattering, consentendo una descrizione dettagliata dell’attenuazione e dell’evoluzione spettrale dei neutroni in mezzi multistrato. La validazione è stata effettuata tramite benchmark in geometria a lastra e confronto con il codice di riferimento OpenMC, mostrando un buon accordo in termini di trasmissione, riflessione, assorbimento e spettri energetici. Il modello validato è stato infine applicato a configurazioni di shielding rappresentative di reattori ibridi RFP. I risultati evidenziano il ruolo complementare di materiali moderatori, assorbitori e ad alto numero atomico, dimostrando che un’efficace protezione delle bobine superconduttrici richiede strategie di schermaggio multistrato opportunamente ottimizzate. Nel complesso, lo strumento sviluppato fornisce un quadro fisicamente trasparente e computazionalmente flessibile per la valutazione preliminare neutronica e supporta la progettazione di sistemi di shielding per reattori ibridi fusione–fissione avanzati.