Gamma Decay Heat Distribution in Core: A Known Issue Revisited

Decay heat in fission reactors is almost equally subdivided into two parts, one part due to beta rays and the other due to gamma photons. Beta rays are absorbed practically where they are generated while gamma photons travel some distance in core before being absorbed. The decay power peaking factor is, in fact, affected by this phenomenon of gamma decay heat redistribution. Calculations have been performed by the Monte Carlo MCNP5 computer code on the experimental LOFT reactor and on a larger 1000 MWe PWR using various initial power distributions with variable power peak sharpness (midheight peak width). The results indicate that an average peak energy reduction ratio of 0.82 for gamma (18% peak reduction) can be used with tolerable error up to a midheight width of the produced energy peak (neutron flux shape during operation) of 120 cm. Beyond this value, no peak energy reduction is warranted. This phenomenon of absorbed γ power redistribution in core may be very significant (100 to K reduction in calculated PCT)

Framework and strategies for the introduction of best estimate models into the licensing process

Gli attuali sforzi, per assicurare che le operazioni degli impianti nucleari di potenza si attuino in modo stabile, sicuro e competitivo, procedono di pari passo con gli sviluppi fatti nel campo dell’analisi degli incidenti dove l’analisi di sicurezza di tipo deterministico assume un ruolo rilevante nel confermare la corrispondenza e l’efficienza delle disposizioni in materia di sicurezza degli stessi impianti. Le conoscenze tecniche sviluppate di recente offrono due opzioni per dimostrare che il livello di sicurezza è garantito da adeguati margini di sicurezza: l’utilizzo di codici di calcolo di tipo realistico, o “Best Estimate” (BE), associati a input o di tipo conservativo o di tipo realistico. In quest’ultimo caso si richiede la valutazione dell’incertezza dei risultati ottenuti. Si prevede un maggiore utilizzo dell’analisi di sicurezza di tipo BE, nelle attività di progettazione e di licensing, sia per impianti di nuova realizzazione che per quelli esistenti per le attività di revisione periodiche di sicurezza, riclassificazione di sicurezza, aumento di potenza ed estensione di vita. Gli strumenti di analisi BE sono già ampiamente utilizzati dagli enti di controllo, dagli istituti di ricerca e in molti casi dall’industria, dai gestori e dai progettisti. L’agenzia internazionale per l’energia atomica (IAEA), attraverso le pubblicazioni Safety Standards, raccomanda, come una delle opzioni per dimostrare l’adeguatezza dei margini di sicurezza, l’utilizzo dei codici BE con input realistico associato alla valutazione dell’incertezza dei risultati ottenuti. L’obiettivo, che si propone il presente lavoro, è quello di contribuire allo sviluppo dell’applicazione dei metodi BE con valutazione dell’incertezza nei processi di licensing. In questa tesi, maggiore enfasi è data allo studio degli “input e metodi” dei calcoli BE più che alla valutazione dell’incertezza, che è lo scopo principale di altre attività parallele di dottorato con le quali sono state mantenute le relazioni. L’attività è stata sviluppata in due fasi. Inizialmente lo studio è stato focalizzato sull’approfondimento e analisi dei seguenti argomenti: a) importanza e ruolo del licensing per la sicurezza degli impianti nucleari di potenza e, viceversa, dell’analisi di sicurezza, in particolare quella deterministica, e i margini di sicurezza per il processo di licensing; b) il processo di licensing secondo gli standard IAEA; c) lo stato dell’arte dell’utilizzo dei metodi BE nei processi di licensing in alcuni paesi. L’attenzione è stata successivamente spostata sull’analisi della guida americana RG-1.157 e sono stati sviluppati alcuni temi non totalmente coperti dalle attività di ricerca attive in campo termoidraulico. In particolare mediante l’ utilizzo dei codici RELAP5/MOD3 e Monte Carlo MNCP5, è stato analizzato l’influenza del calore di decadimento, della distribuzione dei beta e gamma di decadimento e l’analisi della modellizzazione del cross flow. Infine, le altre parti della RG-1.157 sono state approfondite mediante i risulti ottenuti in campo internazionale dalla ricerca scientifica e dalle relative applicazioni. Le considerazioni fatte nell’analisi della guida americana sono da riferirsi principalmente ai reattori in pressione piuttosto che apparati sperimentali. Vengono infine riportati i risultati conseguiti che sono stati condivisi e valutati anche da alcuni colleghi in ambito internazionale

Energy and safety culture across the Atlantic

Mr Sollima presented a rough proposal prepared in cooperation with Profs. D. Cacuci (FZR, Germany), F. D’Auria (University of Pisa, Italy), K. Ivanov (Pennsylvania State University, USA),Y. Hassan (Texas A&M University) and G. Verdù (University of Valencia, Spain). It was focus on developing an international curricula in one specific area of science and engineering disciplines through the development of understanding of cultures and languages, and the transatlantic student mobility. Transatlantic student mobility was thought the primary mode of increasing cross-cultural understanding, not only providing the language/culture/history dimension during the period of student mobility, but also providing the technical education within a cultural difference using available resources at various universities (e.g. ESL, ECTS, ERASMUS, CLIOHNET)

Recent Advancements in Automated Vehicle Certification: How the Experience from the Nuclear Sector Contributed to Making Them a Reality

The current paper discusses the most recent advancements in automated vehicle (AV) certification and how existing regulations/best practices from the nuclear field helped make AVs a reality. In particular, three main pillars differentiate the newly devised certification frameworks from previous automotive regulations: the introduction of a safety management system, the adoption of in-service monitoring and reporting data logging systems, and the use of virtual testing to demonstrate the safety of the AV; a set of pillars that are also found in the nuclear practice. The argumentation is informed by relevant literature and shared experiences from the nuclear power plant and transportation fields where there are established safety practices to manage safety-critical cyber-physical systems. Although the nuclear and transportation fields might seem unrelated, strong synergies were found, including risk management approaches and operational data collection procedures, which supported the timely drafting of the new regulation for AVs. Nonetheless, some open challenges remain due to peculiar aspects of AVs that will need to be addressed in the near future. Namely, practical methodologies for the residual-risk calculation for the various Operational Design Domains (ODDs), the design of scalable monitoring techniques, and the definition of detailed procedures for the virtual testing tool qualification

Recent Advancements in Automated Vehicle Certification: How the Experience from the Nuclear Sector Contributed to Making Them a Reality

The current paper discusses the most recent advancements in automated vehicle (AV) certification and how existing regulations/best practices from the nuclear field helped make AVs a reality. In particular, three main pillars differentiate the newly devised certification frameworks from previous automotive regulations: the introduction of a safety management system, the adoption of in-service monitoring and reporting data logging systems, and the use of virtual testing to demonstrate the safety of the AV; a set of pillars that are also found in the nuclear practice. The argumentation is informed by relevant literature and shared experiences from the nuclear power plant and transportation fields where there are established safety practices to manage safety-critical cyber-physical systems. Although the nuclear and transportation fields might seem unrelated, strong synergies were found, including risk management approaches and operational data collection procedures, which supported the timely drafting of the new regulation for AVs. Nonetheless, some open challenges remain due to peculiar aspects of AVs that will need to be addressed in the near future. Namely, practical methodologies for the residual-risk calculation for the various Operational Design Domains (ODDs), the design of scalable monitoring techniques, and the definition of detailed procedures for the virtual testing tool qualification