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Simulazioni neutroniche e progettazione set-up TAPIRO per interfaccia core-riflettore VHTR
Full text linkI sistemi High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) sono dei buoni candidati per la nuova generazione (Generation 4) di reattori nucleari di potenza. A causa dell'elevato grado di eterogeneità di strutture e combustibile i codici analitici incontrano difficoltà nella simulazione di tali macchine. I vari BENCHMARK lanciati sulla base dei risultati ottenuti dall'attività sperimentali dei prototipi HTTR e HTR-10 hanno evidenziato delle discrepanze la cui origine non può essere identificata con certezza a causa del grado di complessità dei sistemi simulati. Nel presente rapporto si riassume l'attività di progettazione di una facility di irraggiamento da costruire nel vano colonna termica del Reattore da ricerca Tapiro del CR Casaccia. Tale facility permetterà di realizzare flussi neutronici con distribuzione energetiche tipiche degli HTGR e di misurarne le variazioni durante il trasporto attraverso delle sezioni di prova contigue di Ferro, Uranio e Grafite mediante l'uso del metodo di attivazione di foglioline metalliche e successivo unfolding degli spettri. Le geometrie implementate, sebbene eterogenee, sono volutamente semplici in modo da poter essere riprodotte con facilità dai codici deterministici nell' ambito di un benchmark che verrà definito sulla base dei dati ottenuti nell'attività del secondo anno
Valutazione con metodi Monte Carlo del K∞e del burnup di un elemento di combustibile 17x17 per noccioli PWR di piccola taglia
Full text linkAl fine di soddisfare le esigenze energetiche dei paesi in via di sviluppo è stata esplorata la possibilità di impiegare reattori PWR (Pressurized Water Reactor) che siano concepiti con un livello tale di semplificazione d'impianto da minimizzare il numero di operazioni rischiose da parte del personale di esercizio. La filosofia generale è quella di introdurre una logica di bruciamento 'once through', che eviti interventi esterni (come fuel reshuffling) durante il ciclo produttivo del nocciolo, e l'eliminazione dell'introduzione di acido borico nel refrigerante primario per contrastare gli eccessi di reattività del sistema. Mediante l'impiego delle catene di calcolo Scale/Triton si sono identificate una serie di possibili soluzioni per ottenere impianti con le caratteristiche sopra menzionate. Nel presente rapporto sono illustrati i risultati di una verifica, eseguita con il codice Monte Carlo MCNPX, su alcuni dei sistemi in questa linea progettuale. I risultati ottenuti MCNPX evidenziano delle discrepanze che potranno essere chiarite solo con studi successivi più approfonditi
Simulazioni neutroniche e progettazione set-up TAPIRO per interfaccia core - riflettore VHTR Stima del rateo di dose equivalente sviluppata nell'attivazione dei materiali del dispositivo
Full text linkNell'ambito degli studi per i reattori di IV generazione (Generation 4) i sistemi High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) sono stati studiati estensivamente. I BENCHMARK di calcolo lanciati sulla base dei risultati ottenuti dall'attività sperimentale dei prototipi HTTR e HTR-10 hanno evidenziato delle discrepanze la cui origine non è stata identificata con certezza a causa del grado di complessità dei sistemi simulati. Nel primo anno di attività è stata avviata la progettazione di una facility d'irraggiamento da costruire nel vano colonna termica del Reattore da ricerca TAPIRO del CR Casaccia. Lo scopo di tale dispositivo è la realizzazione di flussi neutronici con distribuzione energetiche tipiche degli HTGR e la misura delle variazioni spettrali durante il trasporto dei neutroni attraverso delle sezioni di prova contigue di Ferro, Uranio e Grafite. Gli spettri neutronici saranno poi misurati mediante l'attivazione di foglioline metalliche e successivo unfolding. Nell'introduzione si presenta una veloce revisione dei risultati presentati da CIRTEN sulla progettazione dettagliata del dispositivo e sull'ottimizzazione dei tempi d'irraggiamento. Nella seconda parte invece sono illustrate le valutazioni dosimetriche eseguite in ENEA mediante l'uso del codice FLUKA
Simplified MC Simulation of Neutron Spectra at C-Pb, C-Unat, C-Fe Interfaces Induced by Fast Neutron Source.
No full textOne of the peculiarities of HTGR systems is the variability of the neutron spectrum in the core and reflector regions. Neutronic codes for reactor physics design and burnup analysis may then experience difficulties in reproducing correctly the flux behaviour in proximity of interfaces with the reflector, or absorbing control materials. In order to reduce these problems, benchmark experiments are proposed on the fast source reactor TAPIRO at the ENEA Casaccia Center. The experiments would consist in detection traverses in a graphite column, starting from near external reflector boundary, where a sector of the outer copper reflector has been removed and then characterized by a very hard neutron spectrum. Along the column the spectrum gradually softens up to thermal values. Different materials would be interposed, such as Unat, Pb, Fe, etc. to reproduce spectrum transition conditions at interface points between regions with different compositions. Activation foils would be used for activation analysis with threshold energies in the fast, intermediate and epithermal regions. A preliminary, simplified simulation exercise has been done aiming at showing the spectral changings occurring at material interface points for a number of configurations of the graphite column. The results have been calculated using a continuous energy Monte Carlo code (MCNP)
The Monte Carlo GPT methodology for the analysis of ratios of functionals bilinear with the real and adjoint neutron fluxes
No full textPerturbation methods are part of the reactor physics foundation devoted to the study of fundamental quantities used in design and safety analysis of nuclear reactors. In deterministic codes, such as ERANOS, standard perturbation theory (SPT) and generalized perturbation theory (GPT) methods have been historically developed and used. Monte Carlo codes, such as MCNP 6.1, can also perform, via adjoint weighted tally, SPT calculations of reactivity worths. In this work a method, referred to as MC-GPT, is envisaged to enable Monte Carlo codes to be used also for GPT analysis. A preliminary comparison between calculations with MCNP and ERANOS relevant to perturbations affecting a given reactivity worth functional is presented and commented. © 2017 Elsevier Lt
MCNP Model OF The 1 MW TRIGA MARK II at ENEA CASACCIA
No full textA MCNP model of the TRIGA reactor at ENEA, Casaccia, is presented and described in some detail. The model includes the core, reflector, two experimental beam tubes, the thermal and thermalizing columns, the tank, the primary and secondary pools and the shielding (including the foundations). Uncertainties in the configuration are highlighted so that improvements can be incorporated in future revisions
Monte Carlo design for a new neutron collimator at the ENEA Casaccia TRIGA reactor
No full textThe TRIGA RC-1 1MW reactor operating at ENEA Casaccia Center is currently being developed as a second neutron imaging facility that shall be devoted to computed tomography as well as neutron tomography. In order to reduce the gamma-ray content in the neutron beam, the reactor tangential piercing channel was selected. A set of Monte Carlo simulation was used to design the neutron collimator, to determine the preliminary choice of the materials to be employed in the collimator design. © 2004 Elsevier Ltd. All rights reserved
Clinical use of an imaging probe in breast cancer surgery.
No full text1. Tumori. 2002 May-Jun;88(3):S35-7.
Clinical use of an imaging probe in breast cancer surgery.
Scafè R, Soluri A, Amanti C, Burgio N, Capoccetti F, David V, Stella S, Scopinaro F.
ENEA-CR Casaccia, Rome, Italy.
Abstract
AIMS:
Portable cameras allow easy transfer of the detector, and thus of radioisotope imaging, to the operating room. In this paper we describe our preliminary experience in radionuclide imaging of breast cancer with a 22.8 x 22.8 mm(2) field-of-view minicamera called "Imaging Probe" (IP).
METHODS:
Breast cancer detection by IP was performed to guide biopsy, in particular open biopsy, or help fine-needle or core-needle positioning when the main guidance method was ultrasonography or digital radiography. 99mTc Sestamibi (MIBI) was injected 1 h before imaging and biopsy to 14 patients with suspected or known breast cancer. Scintigraphic images were acquired before and after biopsy in each patient. The surgeon was allowed to take into account scintigraphic images as well as previously performed mammograms and ultrasonography.
RESULTS:
High-resolution IP images were able to guide biopsy toward cancer or toward washout zones of cancer which are thought to be chemoresistant in seven patients out of 10. Four patients in whom IP and MIBI were unable to guide biopsy were found not to have cancer.
CONCLUSIONS:
Our study confirms the ability of IP to guide breast biopsy even when our minicamera has to be handled manually by trained physicians during surgery.
PMID: 12365382 [PubMed - indexed for MEDLINE
Monte Carlo simulation analysis of integral data measured in the SCK-CEN/ENEA experimental campaign on the TAPIRO fast reactor. Experimental and calculated data comparison
No full textAfter Fukushima events, the Italian nuclear program has been redefined leaving space only to activities related to Generation IV nuclear systems. Accordingly with this renewed national scenario, TAPIRO fast reactor facility is gaining a relatively major strategic role. A program is in fact being proposed to host in TAPIRO benchmark experimental activities related to the development of Lead fast reactor and Accelerator Driven Systems. A first step of this program would consist on the validation of neutronic codes, cross section data and reactor models to be adopted for its analysis. Along this line in this work the results of a simulation study has been made relevant to the measurements performed in the SCK-CEN/ENEA experimental campaign carried out in the 1980-1986 period. The calculations have been made using the Monte Carlo MCNPX 2.7.0 Code. In this article the main results are presented and discussed, with particular emphasis on the uncertainties, relevant both to nuclear data and the model layout. The results of this simulation study indicate in particular that TAPIRO's MCNPX model is adequate for the optimization of set-ups of perspective neutron irradiation experiments, this allowing cuts in costs and development time. © 2014 Elsevier B.V
DISIS - A computer simulation code for discrete scintillation imagers
No full textA computer simulation code has been developed in order to foresee the response of discrete scintillation imaging devices. Discrete Scintillation Imager Simulator (DISIS) has been designed for imagers based on a scintillation array coupled to a position sensitive light sensor (like position sensitive photomultiplier tube or avalanche photodiode array) by a planar light guide. The simulator is a deterministic code that uses: (i) a model describing the single photon light distribution emerging from a crystal pixel for charge integrals evaluation; (ii) the assigned algorithm for centroid calculation and; (iii) the Gaussian spread for localizing, crystal by crystal, the events on the image. In particular DISIS allows us to study the spatial response over the imager field of view changing parameters individually. The imager optimization can be obtained searching an acceptable pixel identification. To this aim a good trade-off between the spread of light distribution, the light sampling capability over the light-sensor area and the centroiding algorithm has to be found. © 2004 IEEE
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