Development of experimental and computational Non-Destructive Assay techniques for the safeguards of lead-cooled reactor fuel

Computational methods for particle transport play an important role in developing Non-Destructive Assay (NDA) techniques for Nuclear Safeguards. Simulations support the design and optimization of NDA instruments, the interpretation of measurements, and the study of scenarios not easily accessible experimentally. Validation against experimental data is essential to ensure predictive reliability and confidence in numerical models for safeguards applications. This work, conducted during the Scientific Traineeship program at the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission in Ispra, combines Monte Carlo and deterministic approaches to address challenges in safeguards verification for advanced nuclear reactor systems. The main contribution is the design and assessment of a Passive Neutron Coincidence Collar (PNCC) for the safeguards verification of fresh fuel assemblies in the ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) concept. The use of highly plutonium-enriched Mixed Oxide (MOX) fuel results in significant spontaneous neutron emission, making passive coincidence measurements a suitable NDA approach. A Monte Carlo model was developed using MCNP-PTA, an extension of MCNP for neutron coincidence counting applications developed at JRC Ispra, and experimentally validated using \(^{252}\)Cf and plutonium oxide (PuO\(_2\)) samples. The validated model was then applied to ALFRED fuel assemblies, demonstrating the capability to quantify plutonium content and assess sensitivity to diversion scenarios. In parallel, advanced deterministic methods based on low-rank Tensor Train representations were investigated for solving high-dimensional particle transport problems with improved computational efficiency. The results demonstrate how experimentally validated particle transport modeling and efficient numerical methods can expand the capabilities of NDA methodologies for safeguards applications in next-generation nuclear systems. This work, conducted during the Scientific Traineeship program at the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission in Ispra, combines Monte Carlo and deterministic approaches to address challenges in safeguards verification for advanced nuclear reactor systems. The main contribution is the design and assessment of a Passive Neutron Coincidence Collar (PNCC) for the safeguards verification of fuel assemblies in the ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) concept. The use of highly plutonium-enriched Mixed Oxide (MOX) fuel results in significant spontaneous neutron emission, making passive coincidence measurements a suitable NDA approach. A Monte Carlo model was developed using MCNP-PTA, an extension of MCNP for neutron coincidence counting applications developed at JRC Ispra, and experimentally validated using \(^{252}\)Cf and plutonium oxide (PuO\(_2\)) samples. The validated model was then applied to ALFRED fuel assemblies, demonstrating the capability to quantify plutonium content and assess sensitivity to diversion scenarios. In parallel, advanced deterministic methods based on low-rank Tensor Train representations were investigated for solving high-dimensional particle transport problems with improved computational efficiency. The results demonstrate how experimentally validated particle transport modeling and efficient numerical methods can expand the capabilities of NDA methodologies for safeguards applications in next-generation nuclear systems.

I metodi computazionali per il trasporto di particelle svolgono un ruolo importante nello sviluppo di tecniche di Analisi Non Distruttiva (NDA) per le salvaguardie nucleari. Le simulazioni supportano la progettazione e l’ottimizzazione degli strumenti NDA, l’interpretazione delle misure e lo studio di scenari non facilmente accessibili sperimentalmente. La validazione rispetto ai dati sperimentali è essenziale per garantire l’affidabilità predittiva e la fiducia nei modelli numerici per applicazioni di salvaguardia. Questo lavoro, svolto durante il programma di tirocinio scientifico presso il Centro Comune di Ricerca (JRC) della Commissione Europea a Ispra, combina approcci Monte Carlo e deterministici per affrontare le sfide legate alla verifica di salvaguardia. Il contributo principale consiste nella progettazione e nella valutazione di un Collare Passivo a Coincidenza Neutronica (PNCC) per la verifica di salvaguardia degli assemblaggi di combustibile freschi del concetto di reattore ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator). L’impiego di combustibile a ossidi misti (MOX) ad alto arricchimento in plutonio comporta una significativa emissione neutronica spontanea, rendendo le misure passive di coincidenza una metodologia NDA particolarmente adatta. È stato sviluppato un modello Monte Carlo mediante MCNP-PTA, un’estensione di MCNP per applicazioni di conteggio in coincidenza dei neutroni sviluppata presso il JRC di Ispra, e validato sperimentalmente utilizzando campioni di \(^{252}\)Cf e ossido di plutonio (PuO\(_2\)). Il modello validato è stato successivamente applicato ad assemblaggi di combustibile ALFRED, dimostrando la capacità di quantificare il contenuto di plutonio e di valutare la sensibilità a possibili scenari di diversione. Parallelamente, sono stati investigati metodi deterministici avanzati basati su rappresentazioni a basso rango nel formato Treno di Tensori per la risoluzione efficiente di problemi di trasporto delle particelle ad alta dimensionalità. I risultati dimostrano come la modellazione del trasporto neutronico validata sperimentalmente e l’impiego di metodi numerici efficienti possano ampliare le capacità delle metodologie NDA per applicazioni di salvaguardia nei sistemi nucleari di nuova generazione.