Sviluppo di modelli per neutroni di fissione in programmi Montecarlo

Le misure di neutroni e fotoni originati da eventi di fissione e le corrispondenti simulazioni Montecarlo sono strumenti importanti nell’ambito della salvaguardia nucleare. Di regola i programmi Montecarlo disponibili sono in grado di simulare in modo dettagliato il trasporto di neutroni e fotoni, tenendo conto anche delle particelle/radiazioni a loro volta generate. Tuttavia la descrizione degli eventi di fissione non è effettuata in modo particolarmente preciso. In genere ci si limita a considerare il numero medio di neutroni e fotoni ed il loro spettro energetico complessivo. E’ anche possibile andare un po’ oltre e richiedere che i neutroni vengano emessi seguendo una distribuzione di molteplicità. Di regola tale distribuzione è ottenuta applicando la formula di Terrell, conoscendo il numero medio di neutroni e imponendo valori fissati agli altri parametri. Questa formula, proposta da James Terrell oltre cinquanta anni fa, ha avuto un grande successo: per i nuclidi più comuni è in grado di riprodurre abbastanza bene i dati sperimentali di molteplicità neutronica. Tuttavia nel corso degli anni si sono accumulati dati di misure di molteplicità sempre più precise e per un numero via via maggiore di nuclidi. Inoltre sono disponibili anche dati che provengono da simulazioni della fissione tramite opportuni modelli nucleari. Infine si sono riscontrati significativi scostamenti tra misure e simulazioni Montecarlo di eventi di fissione, soprattutto nel caso di misure di eventi correlati; dunque è evidente la necessità di migliorare la descrizione della fissione per poter correttamente simulare tali misure. Nel presente lavoro di tesi sono stati studiati in particolare i seguenti punti: • formulazioni alternative all’algoritmo proposto da Terrell, in modo da meglio riprodurre le distribuzioni di molteplicità note, e ricerca di interpolazioni che possano essere applicate ai casi in cui è noto solo il numero medio di neutroni emessi; • modifica all’interpolazione che lega l’energia dei neutroni alla molteplicità, così come implementata nel programma MCNPX-PoliMi, in modo da renderla facilmente adattabile a futuri dati sperimentali; • tenuta in conto dei neutroni di scissione, ossia di quella piccola frazione di neutroni che viene emessa prima che i frammenti siano completamente accelerati: oltre che sulla distribuzione angolare, la loro presenza ha effetto anche sullo spettro neutronico complessivo. Gran parte del lavoro è stato condotto basandosi su dati noti di letteratura: sia dati sperimentali, sia dati ricavati da modelli nucleari di eventi di fissione. E’ stato possibile effettuare anche confronti con recenti misure realizzate presso l’università del Michigan. Mi auguro che questa breve introduzione abbia acceso l’interesse a continuare la lettura e valutare i miglioramenti qui proposti nella simulazione Montecarlo di misure di neutroni di fissione.