www.sorit.net

presidente@sorit.net Via Livornese 1291

56010 San Piero a Grado (PI) - ITALIA Tel 0502210396 Fax 0502210384

SETTORE NUCLEARE

Brochure informative a cura di: Domenico Bufalino

SORIT s.r.l.

SOcietà di RIcerca per lo sviluppo Tecnologico

2

La SORIT s.r.l. è stata fondata nel 1986 da un gruppo di ingegneri nucleari laureatisi a Pisa mettendo a frutto il know-how maturato nel campo nucleare. La società ha poi anche allargato la propria area di competenza ed è attualmente in grado di fornire servizi oltre che nel settore nucleare (core design, schermatura, calcoli di criticità e di vita, nonché progetto di contenitori di trasporto) anche nei settori degli impianti convenzionali e della produzione energetica.

L’esperienza raggiunta dal suo staff tecnico scientifico e l’organizzazione interna consentono alla SORIT di garantire elevate prestazioni dal punto di vista della garanzia della qualità

La società è stata impegnata per molti anni, in stretta collaborazione con le Università di Pisa e di Genova, in attività di ricerca nel campo della progettazione dei reattori nucleari, di apparecchiature a fusione e della fisica biomedica, attraverso collaborazioni scientifiche e contratti di ricerca. Inoltre la società ha partecipato e partecipa attualmente ad alcuni progetti della Comunità Europea, nel Quinto Programma Quadro (HTR-N ed HTR-N1) e nel Sesto Programma Quadro (GCFR, RAPHAEL e PUMA). Ha inoltre sviluppato una notevole attività tecnica sempre nel settore nucleare, come fornitore di NIRA, Ansaldo, Oto Melara, Fiat Iveco , ENEA e Snia Techint.

La società fin dalla sua fondazione è stata impegnata nell’esecuzione di calcoli di schermatura e di verifica di criticità per contenitori di trasporto, inclusa l’analisi dello streaming attraverso condotti e disomogeneità sia di detti contenitori che di celle calde.

In questo ambito sono state anche svolte attività di valutazione di inventory della radioattività e di sviluppo di progetti e calcoli di verifica sia di reattori a fusione e/o fissione sia di contenitori di trasporto. In particolare sono state effettuate, su commessa NIRA, le verifiche di schermaggio dei contenitori di trasporto e dei pozzi di stoccaggio del PEC.

Le principali attività svolte negli ultimi anni hanno avuto come oggetto:

• il calcolo e la verifica della schermatura di contenitori di trasporto per materiale radioattivo e/o fissile (comprese le verifiche di criticità);

• lo studio dei reattori HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactors), con particolare riguardo alla riduzione attiva delle scorie;

• la fusione, relativamente al calcolo neutronico del blanket, alla schermatura ed alla valutazione dell’attivazione;

• valutazione degli aspetti di ingegneria della radiazione della Neutron Capture Therapy, con particolare riguardo alla formulazione di “piani di trattamento”;

• la schermatura di mezzi corazzati dalla bomba al neutrone (ERW);

Nel 2007 insieme al Dipartimento di Ingegneria Meccanica Nucleare e della Produzione (DIMNP) dell’Università di Pisa la SORIT ha effettuato tutte le analisi nucleari relative alla qualifica del contenitore di trasporto AGN1 per SOGIN e del contenitore ENEA per aghi di radio 226.

La società, fin dalle sue origini, è accreditata presso la OECD NEA Data Bank di Parigi e possiede la qualifica di sub-contractor presso la Comunità Europea.

3

Della SORIT, oltre ad altro personale, fanno parte:

• un esperto qualificato di III grado (per gestire la sicurezza e la radioprotezione sia in impianti in esercizio che in fase di decommissioning),

• un dottore di ricerca in “sicurezza nucleare e industriale,

• un dottore di ricerca in “energetica elettrica e termica”.

La SORIT si avvale inoltre della direzione scientifica del Prof. Nicola Cerullo, già ordinario di “Reattori Nucleari Avanzati” presso l’Università di Genova) che, collocato a riposo per età, tiene attualmente, per incarico, i corsi ufficiali di “Ingegneria dei Reattori Nucleari a Fusione” e di “Sistemi Nucleari per l’Energia 1” rispettivamente presso le Università di Pisa e Genova. Il Prof. Cerullo è stato, tra l’altro, Capo del III Reparto NBC della Direzione Generale degli Armamenti Terrestri del Ministero della Difesa, Direttore del “Centro Tecnico Chimico Fisico e Biologico della Difesa”, nonché Responsabile del Reattore Nucleare Galilei del CAMEN.

Nelle sue attività nucleari la società utilizza i programmi di calcolo e le librerie più recenti, quali MCNP5 (Monte Carlo), MCNPX (Monte Carlo All particle) per il quale partecipa al suo sviluppo nel quadro del “beta team”, SCALE 6 (per il licensing dei contenitori di trasporto), DOORS 3.2A (deterministico alle ordinate discrete), MONTEBURNS 2 (per il calcolo di vita, con ORIGEN ed MCNP), EASY (per calcoli di attivazione, comprendente il codice FISPACT e la libreria EAF), etc. Infatti i codici di calcolo nucleari sono acquisibili dalla SORIT sia attraverso la collaborazione universitaria, sia tramite la OECD NEA Data Bank presso la quale la SORIT è una organizzazione registrata.

Parallelamente si è sviluppato in questi ultimi anni anche il settore meccanico e civile. Il settore ‘convenzionale’ ha uno staff di 3 tecnici e 2 ingegneri in grado di fornire:

• Progettazione meccanica di piping in 2D e 3D

• Progettazione di strutture metalliche ed in cemento armato

• Progettazione termica e meccanica di scambiatori di calore e recipienti in pressione

• Progettazione di forni e più in generale di macchine per acciaieria

• Stress analysis di tubazioni e strutture

A tale scopo tra il software in uso sono compresi i programmi:

Ansys e Nupipe disponibili attraverso il Dipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della Produzione (DIMNP) dell’Università di Pisa

4

CONTATTI:

UFFICIO OPERATIVO: c/o GRNSPG (Gruppo di Ricerca Nucleare San Piero a Grado) Via Livornese 1291 56010 – S. Piero a Grado (PI) Tel.: (+39)0502210396 – Fax.: (+39)0502210384

E-mail: presidente@sorit.net; presidente@sorit.eu

Sito : www.sorit.eu e www.sorit.net

Presidente Ing. Primo Riscossa presidente@sorit.net Direttore Scientifico Prof. Ing. Nicola Cerullo niccerul@tin.it, cerullo@ing.unipi.it Reference Staff: - Software and Shielding Area Ing. Domenico. Bufalino d.bufalino@sorit.net - Nuclear Area Ing. Primo Riscossa, Ing. Domenico Bufalino nuclear@sorit.net - Solar Area solar@sorit.net

PRINCIPALI CLIENTI

www.stein-heurtey.fr www.fivesgroupf.com www.sderidraulic.it www.simeeng.com www.bologna.enea.it lab.ing.unipi.it/dimnp_new www.grnspg.ing.unipi.it www.ditec.unige.it www.ansaldo.it www.otomelara.it www.siti-cem.it www.dueemmesrl.com

5

INDICE:

PROTEZIONE RADIOLOGICA DI VEICOLI CORAZZATI DELL’ESERCITO ITALIANO 8

CALCOLO DELLE DOSI NEI LOCALI DELL’EDIFICIO IFMIF (INTERNAZIONAL FUSION MATERIALS IRRADIATION FACILITY) 9

STESURA RAPPORTO DI SICUREZZA DELLA VASCA ESPERIENZE DEL REATTORE TRIGA RC1 DELLA CASACCIA 10

CALCOLI DI SCHERMATURA E ATTIVAZIONE PER UN PROGETTO DI ADS (ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM) 11

CALCOLI NEUTRONICI PER REATTORE PDS-XADS 12

ANALISI DI SCHERMAGGIO E DI CRITICITA’ PER IL CONTENITORE AGN1 (TRASPORTO MATERIALE FISSILE IRRAGGIATO DALL’IMPIANTO EUREX DI SALUGGIA) 13

PROGETTAZIONE E ANALISI DI SCHERMAGGIO DI UN CONTENITORE TIPO B(U) PER IL TRASPORTO DI CAPSULE CONTENENTI AGHI DI RADIO 226 15

ANALISI RADIOLOGICA DI UN DISPOSITIVO DI STERILIZZAZIONE INDUSTRIALE A FASCI DI ELETTRONI PER TAPPI 16

STUDIO DEGLI ASPETTI NUCLEARI DELLA TERAPIA BNCT DEI TUMORI 17

STESURA DI UN “ENGINEERING HANDBOOK” PER LA DOCUMENTAZIONE DEL MODELLO RELAP5-3D DEL REATTORE NUCLEARE ARGENTINO ATUCHA-II 19

VERIFICA DELLA SCHERMATURA RADIOLOGICA DELLE PENETRAZIONI DI NUOVA PROGETTAZIONE PER L’ATTRAVERSAMENTO DELLE PARETI DELLE CELLE CALDE DEL DEPOSITO OPEC-1 20

PUBBLICAZIONI E DOCUMENTI 21

6

INDICE FIGURE: FIGURA 1: VISTA ESTERNA DI UN TIPICO VEICOLO CORAZZATO SCHEMATIZZATO CON IL CODICE GIFT PER L’ANALISI

DI VULNERABILITÀ AI FINI NUCLEARI CON MONTE CARLO (MASH) 8 FIGURA 2: SEZIONE TRASVERSALE DI UN TIPICO VEICOLO CORAZZATO SCHEMATIZZATO CON GIFT PER L’ANALISI

NUCLEARE 8 FIGURA 3: SPACCATO DI UN TIPICO VEICOLO CORAZZATO SCHEMATIZZATO CON GIFT CON VISTA DEI COMPONENTI

INTERNI 8 FIGURA 4: SEZIONE VERTICALE DELLA ZONA DELLA TEST CELL (MCNP) 9 FIGURA 5: DETTAGLIO DELLA TEST CELL (MCNP) 9 FIGURA 6: VISTA IN TRASPARENZA DELLA ZONA DELLA TEST CELL (MCNP) 9 FIGURA 7: VISTA 3D COMPLETA DEL SITO IFMIF (FONTE ENEA) 9 FIGURA 8: SEZIONE ORIZZONTALE DEL REATTORE TRIGA DELLA CASACCIA CON EVIDENZIATI IL POZZO DEL

NOCCIOLO, LA VASCA ESPERIENZE, LA COLONNA TERMALIZZANTE ED IL CANALE ‘B’ RADIALE. 10 FIGURA 9: DISPOSIZIONE DEGLI ELEMENTI DI COMBUSTIBILE ALL’INTERNO DELLE RASTRELLIERE POSIZIONATE

NELLA PISCINA. 10 FIGURA 10: DETTAGLIO DI UNA DOPPIA FILA DI RASTRELLIERE SCHEMATIZZATA CON IL CODICE KENO VA, CON UNA

FILA DI ELEMENTI DI COMBUSTIBILE VISTI IN TRASPARENZA 10 FIGURA 11: SCHEMA DI CALCOLO PER L’ADS (SEZIONE VERTICALE DELLA SCHEMATIZZAZIONE MCNP) 11 FIGURA 12: PARTICOLARE DELLA STRUTTURA SOPRA IL VESSEL (MCNP) 11 FIGURA 13: DIFFERENZA TRA LO SPETTRO DEI NEUTRONI IN CORRISPONDENZA DEL TARGET E QUELLO NELLA

PARTE SUPERIORE DELLA ZONA REATTORE 11 FIGURA 14: PRINCIPIO DI FUNZIONAMENTO DI UN ADS 11 FIGURA 15:ANDAMENTO DELL’ATTIVITÀ NEL COMBUSTIBILE DOPO L’IRRADIAZIONE 11 FIGURA 16:ABSORBER DEVICES ANTI-REACTIVITY CALCULATION RESULTS 12 FIGURA 17: SEZIONE ASSIALE DELLA CONFIGURAZIONE DI TRASPORTO NORMALE A1 VERTICALE (CON EVIDENZIATO

IL LIVELLO DELL’ACQUA) 13 FIGURA 18: SEZIONE RADIALE DELLA CONFIGURAZIONE DI TRASPORTO NORMALE A2 ORIZZONTALE (CON

EVIDENZIATO IL LIVELLO DELL’ACQUA) 13 FIGURA 19: SCHEMATIZZAZIONE DEI 6 ELEMENTI CRUCIFORMI DI TRINO (MCNP) 13 FIGURA 20: DETTAGLIO DELLA SEZIONE DELLA BOTTIGLIA CON L’ELEMENTO CRUCIFORME DI TRINO 13 FIGURA 21: SCHEMATIZZAZIONE MCNP DELLA PIASTRA SCHERMANTE CON LE 6 BOTTIGLIE INSERITE 14 FIGURA 22: SEZIONE RADIALE DEL CONTENITORE AGN1 ILLUSTRANTE L’ANDAMENTO DEI TASSI DI DOSE

NEUTRONICA (MCNP) 14 FIGURA 23: SEZIONE ASSIALE DEL CONTENITORE AGN1 ILLUSTRANTE L’ANDAMENTO DEI TASSI DI DOSE

NEUTRONICA (MCNP) 14 FIGURA 24: ANDAMENTO DEL FATTORE DI MOLTIPLICAZIONE AL VARIARE DELLA DENSITÀ DELL’ACQUA NELLE

BOTTIGLIE E NELLA CAVITÀ PER CONTENITORE TOTALMENTE IMMERSO IN CONFIGURAZIONE GARIGLIANO 14 FIGURA 25:VISTA IN TRASPARENZA DELLA CAPSULA IN OTTONE ISS DELLA COMECER (SCHEMATIZZAZIONE MCNP) 15 FIGURA 26:SPACCATO DELLA CAPSULA ISS DELLA COMECER (SCHEMATIZZAZIONE MCNP) 15 FIGURA 27:SEZIONE ASSIALE DEL CONTENITORE DI TRASPORTO CONTENENTE 444 CAPSULE ISS

(SCHEMATIZZAZIONE MCNP) 15 FIGURA 28:SCHEMATIZZAZIONE RADIALE DEL CONTENITORE DI TRASPORTO (MCNP) 15 FIGURA 29:SEZIONE ASSIALE DEL CONTENITORE DI TRASPORTO CONTENENTE 444 CAPSULE ISS

(SCHEMATIZZAZIONE MCNP) 15 FIGURA 30:SCHEMATIZZAZIONE DELL’INSIEME VISUALIZZATA IN 3D (MCNPX) 16 FIGURA 31:SCHEMATIZZAZIONE DELL’INSIEME VISUALIZZATA IN TRASPARENZA (MCNPX) 16 FIGURA 32:SEZIONE ORIZZONTALE SUL PIANO MEDIANO DEL SISTEMA ACCELERATORI-CANALE 16 FIGURA 33:VISUALIZZAZIONE DELLO STREAMING DEI RAGGI X NELLA ZONA TERMINALE DEL CANALE 16 FIGURA 34:SCHEMATIZZAZIONE CON MCNP DEL FANTOCCIO MATEMATICO MIRD PER CALCOLI DI DOSIMETRIA

(RAGAZZO DI 15 ANNI) 17 FIGURA 35:VISTA IN TRASPARENZA DEL FANTOCCIO MATEMATICO MIRD (RAGAZZO DI 15 ANNI) 17 FIGURA 36: DETTAGLIO DELLA SCHEMATIZZAZIONE DELLO SCHELETRO NEL FANTOCCIO MATEMATICO MIRD

(RAGAZZO DI 15 ANNI) 17 FIGURA 37: SCHEMATIZZAZIONE DELLA SORGENTE DI NEUTRONI (REATTORE NUCLEARE E CANALE DI

IRRAGGIAMENTO) E DEL FANTOCCIO (UOMO ADULTO DI 30 ANNI) IN CORSO DI TERAPIA BNCT 17 FIGURA 38: SEZIONI LATERO-LATERALE E ANTERO-POSTERIORE DEL FANTOCCIO MATEMATICO MIRD

RAPPRESENTANTE UN UOMO ADULTO DI 30 ANNI (È RAPPRESENTATO ANCHE L’IMBOCCO DEL CANALE DI IRRAGGIAMENTO) 17

FIGURA 39: TERAPIA BNCT - MODELLO MCNP DEL CANALE DI IRRAGGIAMENTO, DELLA TESTA DEL PAZIENTE E DEL TUMORE (RICAVATI DIRETTAMENTE DA TAC) 18

FIGURA 40: DISTRIBUZIONE DEL BORO IN TERAPIA BNCT (TUMORE PRESENTE NEL COLLO DEL PAZIENTE) 18 FIGURA 41: VISUALIZZAZIONE DELLA DISTRIBUZIONE DEL RATEO DI DOSE DA BORO IN TERAPIA BNCT (TUMORE

PRESENTE NEL COLLO DEL PAZIENTE) 18

7

FIGURA 42: NODALIZZAZIONE DEL VESSEL INCLUSO LOWER PLENUM, DOWNCOMER, CORE CHANNELS ED UPPER PLENUM 19

FIGURA 43: ATUCHA II NPP REACTOR SYSTEM 19 FIGURA 44: ATUCHA II NPP MODERATOR SYSTEM 19 FIGURA 45: LOCALIZZAZIONE DEGLI 8 BYPASS NEL MODELLO RELAP5 A 60 CANALI 19 FIGURA 46: ANDAMENTO DEI RATEI DI DOSE IN SV/H NELLA PENETRAZIONE TIPO B CALCOLATO CON MCNPX CON

SORGENTE INTERNA SPOSTATA LATERALMENTE DI 4,5 CM RISPETTO ALL’ASSE DELLA PENETRAZIONE 20 FIGURA 47: ANDAMENTO DEI RATEI DI DOSE IN SV/H NELLA PENETRAZIONE TIPO D/F CALCOLATO CON MCNPX 20 FIGURA 48: SCHEMATIZZAZIONE PENETRAZIONE TIPO C (SEZIONE LONGITUDINALE) 20 FIGURA 49: SVILUPPO DELLE TUNAZIONI INSERITE NELLA PENETRAZIONE TIPO C 20

8

PRINCIPALI ATTIVITÀ CHE ABBIAMO SVOLTO:

PROTEZIONE RADIOLOGICA DI VEICOLI CORAZZATI DELL’ESERCITO ITALIANO Clienti: OTO MELARA E IVECO Elaborati:

-Schematizzazione di veicoli (Carro C1 Ariete, Blindo B1 Centauro e Carro VCC 80 Dardo) ai fini dell’analisi di protezione

nucleare

-Valutazione dei fattori di protezione radiologici

Periodo di realizzazione: 1986 – 1996

Figura 1: Vista esterna di un tipico veicolo corazzato

schematizzato con il codice GIFT per l’analisi di vulnerabilità ai fini nucleari con Monte Carlo (MASH)

Figura 2: Sezione trasversale di un tipico veicolo corazzato

schematizzato con GIFT per l’analisi nucleare

Figura 3: Spaccato di un tipico veicolo corazzato schematizzato con GIFT con vista dei componenti interni

9

CALCOLO DELLE DOSI NEI LOCALI DELL’EDIFICIO IFMIF (Internazional Fusion Materials Irradiation Facility) Cliente: ENEA Elaborati:

-Schematizzazione dell’edificio ai fini dell’analisi nucleare

-Determinazione della sorgente neutronica a partire dai deutoni con l’utilizzo del codice LAHET/LCS

-Determinazione dei parametri per le tecniche di accelerazione della varianza per il Monte Carlo

-Calcolo delle dosi nei vari locali con il codice MCNP

-Analisi dello streaming attraverso condotti e disomogeneità nelle pareti

Periodo di realizzazione: 1999

Figura 4: Sezione verticale della zona della test cell (MCNP)

Figura 5: Dettaglio della test cell (MCNP)

Figura 6: Vista in trasparenza della zona della test cell

(MCNP)

Figura 7: Vista 3D completa del sito IFMIF (fonte ENEA)

10

STESURA RAPPORTO DI SICUREZZA DELLA VASCA ESPERIENZE DEL REATTORE TRIGA RC1 DELLA CASACCIA Cliente: ENEA Elaborati:

-Verifica della criticità della vasca esperienze del reattore TRIGA in presenza di 144 barre di combustibile esaurito

-Verifica del disaccoppiamento tra il nocciolo del reattore TRIGA e le 144 barre di combustibile esaurito contenute nella vasca

esperienze

Periodo di realizzazione: 1999

Figura 8: Sezione orizzontale del reattore TRIGA della Casaccia con evidenziati il Pozzo del nocciolo, la Vasca Esperienze, la

colonna termalizzante ed il canale ‘B’ radiale.

Figura 10: Dettaglio di una doppia fila di rastrelliere

schematizzata con il codice KENO Va, con una fila di elementi di combustibile visti in trasparenza

Figura 9: Disposizione degli elementi di combustibile all’interno delle rastrelliere posizionate nella piscina.

11

CALCOLI DI SCHERMATURA E ATTIVAZIONE PER UN PROGETTO DI ADS (Accelerator Driven System) Cliente: ENEA Elaborati:

-Schematizzazione MCNP del reattore

-Determinazione della sorgente neutronica e dei flussi nelle varie zone del reattore

-Calcolo delle dosi nel locale sopra reattore e nei locali adiacenti al locale reattore

-Analisi dello streaming attraverso condotti e disomogeneità nelle pareti

-Determinazione dell’attivazione dei vari materiali presenti

Periodo di realizzazione: 1999 – 2002

Figura 11: Schema di calcolo per l’ADS (sezione verticale

della schematizzazione MCNP)

Figura 12: Particolare della struttura sopra il Vessel (MCNP)

Source spectrun

1,0E-06

1,0E-05

1,0E-04

1,0E-03

1,0E-02

1,0E-01

1,0E+00

1,0E+01

1,0E-07 1,0E-06 1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03 1,0E-02 1,0E-01 1,0E+00 1,0E+01 1,0E+02 1,0E+03 Energy (MeV)

n / (

cm2.

s.M

eV)

Source Above reactor room Figura 13: Differenza tra lo spettro dei neutroni in

corrispondenza del target e quello nella parte superiore della zona reattore

Figura 14: Principio di funzionamento di un ADS

Material: Fuel End Of Cycle ADS

Act

ivity

(B

q/k

g)

Time after irradiation (years)

1E13

1E14

1E15

1E16

1E-11E-21E-31E-41E-51E-61E-71E-8 1E0

Sr89Y91Zr95Nb95Mo99 Ru103Rh105

Sb126

Te132I131

Xe133Ba140La140 Ce141Ce143

Ce144Pr143

Nd147

Np239

Min Hour Day Mth

Figura 15:Andamento dell’attività nel combustibile dopo l’irradiazione

12

CALCOLI NEUTRONICI PER REATTORE PDS-XADS Cliente: ENEA Elaborati:

-Valutazione dei coefficienti Doppler a piena potenza nominale

-Calcolo dell’Absorber Devices Reactivity Worth

Periodo di realizzazione: GIUGNO 2003 – LUGLIO 2003

CONFIGURATION

DESCRIPTION A Pu=26.3248%

Nat-B10

B Pu=26.5295%

90%-B10

Working B4C devices 0.94772±0.00021 0.93197±0.00022

Reactivity worth for one-30° B4C device 0.95196±0.00021 0.93790±0.00020

Reactivity worth for one-60° B4C device 0.95182±0.00022 0.93740±0.00021

Reactivity worth for one-30 and one-60° B4C device

0.95640±0.00020 0.94411±0.00021

Reactivity worth for six-30° B4C devices 0.96971±0.00021 0.96187±0.00019

Reactivity worth for six-60° B4C devices 0.96769±0.00020 0.95871±0.00023

Reactivity worth for 12 B4C devices 0.99432±0.00023 0.99713±0.00021

Figura 16:Absorber devices anti-reactivity calculation results

13

ANALISI DI SCHERMAGGIO E DI CRITICITA’ PER IL CONTENITORE AGN1 (TRASPORTO MATERIALE FISSILE IRRAGGIATO dall’IMPIANTO EUREX DI SALUGGIA) Cliente: CIRTEN (Consorzio Interuniversitario nazionale per la Ricerca TEcnologica Nucleare) su commessa SOGIN Elaborati:

-Schematizzazione 3D del contenitore di trasporto, delle bottiglie e dei vari elementi contenuti (tipo Trino, tipo Garigliano, ecc…)

-Individuazione delle configurazioni di trasporto da analizzare d’accordo con SOGIN

-Calcoli di criticità

-Calcoli di schermaggio

-Analisi dello streaming attraverso condotti e disomogeneità nelle pareti

-Calcoli di schermaggio in configurazione operativa

Periodo di realizzazione: SETTEMBRE 2006 – DICEMBRE 2006

Figura 17: Sezione assiale della configurazione di trasporto normale A1 verticale (con evidenziato il livello dell’acqua)

Figura 18: Sezione radiale della configurazione di trasporto

normale A2 orizzontale (con evidenziato il livello dell’acqua)

Figura 19: Schematizzazione dei 6 elementi cruciformi di

Trino (MCNP)

Figura 20: Dettaglio della sezione della bottiglia con

l’elemento cruciforme di Trino

14

Figura 21: Schematizzazione MCNP della piastra

schermante con le 6 bottiglie inserite

Figura 22: Sezione radiale del contenitore AGN1 illustrante

l’andamento dei tassi di dose neutronica (MCNP)

Figura 23: Sezione assiale del contenitore AGN1

illustrante l’andamento dei tassi di dose neutronica (MCNP)

Configurazione GariglianoEsame del contenitore al variare della densità dell 'acqua interna

0

0,1

0,2

0,3

0,4

0,5

0,6

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2

densità dell'acqua (g/cm3)

fatto

re d

i mol

tiplic

azio

ne

Figura 24: Andamento del fattore di moltiplicazione al variare

della densità dell’acqua nelle bottiglie e nella cavità per contenitore totalmente immerso in configurazione Garigliano

15

PROGETTAZIONE E ANALISI DI SCHERMAGGIO DI UN CONTENITORE TIPO B(U) PER IL TRASPORTO DI CAPSULE CONTENENTI AGHI DI RADIO 226 Cliente: CIRTEN su commessa ENEA Elaborati:

-Schematizzazione della singola capsula e del contenitore di trasporto per l’analisi Monte Carlo

-Determinazione degli spessori schermanti di calcestruzzo nelle varie direzioni

-Analisi dello streaming dei gamma attraverso le disomogeneità ed i condotti presenti

Periodo di realizzazione: GENNAIO 2007 – MARZO 2007

Figura 25:Vista in trasparenza della capsula in ottone ISS

della COMECER (Schematizzazione MCNP)

Figura 26:Spaccato della capsula ISS della COMECER

(Schematizzazione MCNP)

Figura 27:Sezione assiale del contenitore di trasporto contenente 444 capsule ISS (Schematizzazione MCNP)

Figura 28:Schematizzazione radiale del contenitore di

trasporto (MCNP)

0,1

1

10

0 200 400 600

Spessore di conglomerato (mm)

Tas

so d

i dos

e a

cont

atto

Figura 29:Sezione assiale del contenitore di trasporto contenente 444 capsule ISS (Schematizzazione MCNP)

16

ANALISI RADIOLOGICA DI UN DISPOSITIVO DI STERILIZZAZIONE INDUSTRIALE A FASCI DI ELETTRONI PER TAPPI Cliente: GEA/PROCOMAC Elaborati:

-Schematizzazione delle strutture con il codice MCNPX

-Determinazione dei tassi di dose e verifiche dello streaming dei raggi X

Periodo di realizzazione: FEBBRAIO 2008 – GIUGNO 2008

Figura 30:Schematizzazione dell’insieme visualizzata in 3D

(MCNPX)

Figura 31:Schematizzazione dell’insieme visualizzata in

trasparenza (MCNPX)

Figura 32:Sezione orizzontale sul piano mediano del

sistema acceleratori-canale

Figura 33:Visualizzazione dello streaming dei raggi X nella

zona terminale del canale

17

STUDIO DEGLI ASPETTI NUCLEARI DELLA TERAPIA BNCT DEI TUMORI ESEMPI TRATTI DALLE ATTIVITA’ DI DOTTORATO E DI RICERCA SVOLTE DA PARTE DI TECNICI DELLA SORIT

Figura 34:Schematizzazione con MCNP del fantoccio matematico MIRD per calcoli di dosimetria (ragazzo di

15 anni)

Figura 35:Vista in trasparenza del fantoccio matematico MIRD

(ragazzo di 15 anni)

Figura 36: Dettaglio della schematizzazione dello

scheletro nel fantoccio matematico MIRD (ragazzo di 15 anni)

Figura 37: Schematizzazione della sorgente di neutroni (reattore

nucleare e canale di irraggiamento) e del fantoccio (uomo adulto di 30 anni) in corso di terapia BNCT

Figura 38: Sezioni latero-laterale e antero-posteriore del fantoccio matematico MIRD rappresentante un uomo adulto di 30

anni (è rappresentato anche l’imbocco del canale di irraggiamento)

18

Figura 39: Terapia BNCT - Modello MCNP del canale di irraggiamento, della testa del paziente e del tumore (ricavati

direttamente da TAC)

Figura 40: Distribuzione del boro in terapia

BNCT (tumore presente nel collo del paziente)

Figura 41: Visualizzazione della distribuzione del rateo di dose da boro

in terapia BNCT (tumore presente nel collo del paziente)

19

STESURA DI UN “ENGINEERING HANDBOOK” PER LA DOCUMENTAZIONE DEL MODELLO RELAP5-3D DEL REATTORE NUCLEARE ARGENTINO ATUCHA-II Cliente: UNIVERSITA’ DI PISA (GRUPPO DI RICERCA SAN PIERO A GRADO) Elaborati:

- Atucha II NPP RELAP5-3D Model – Engineering Handbook (EHB) – Part I – Reactor Coolant System

- Atucha II NPP RELAP5-3D Model – Engineering Handbook (EHB) – Part II – Moderator System

- Atucha II NPP RELAP5-3D Model – Engineering Handbook (EHB) – Part III – Auxiliary Systems

- Atucha II NPP RELAP5-3D Model – Engineering Handbook (EHB) – Part IV – Logic

Periodo di realizzazione: DICEMBRE 2008 – FEBBRAIO 2010

Figura 42: Nodalizzazione del vessel incluso Lower plenum,

Downcomer, core channels ed upper plenum

Figura 43: Atucha II NPP Reactor System

Figura 44: Atucha II NPP Moderator System

Figura 45: Localizzazione degli 8 bypass nel modello RELAP5 a 60 canali

20

VERIFICA DELLA SCHERMATURA RADIOLOGICA DELLE PENETRAZIONI DI NUOVA PROGETTAZIONE PER L’ATTRAVERSAMENTO DELLE PARETI DELLE CELLE CALDE DEL DEPOSITO OPEC-1 Cliente: SOGIN Elaborati:

- Relazione tecnica relativa al calcolo degli schermaggi

Periodo di realizzazione: FEBBRAIO-MARZO 2010

Figura 46: Andamento dei ratei di dose in Sv/h nella

penetrazione tipo B calcolato con MCNPX con sorgente interna spostata lateralmente di 4,5 cm rispetto all’asse

della penetrazione

Figura 47: Andamento dei ratei di dose in Sv/h nella

penetrazione tipo D/F calcolato con MCNPX

Figura 48: Schematizzazione penetrazione tipo C

(sezione longitudinale)

Figura 49: Sviluppo delle tunazioni inserite nella penetrazione

tipo C

21

PUBBLICAZIONI E DOCUMENTI

International magazines 1. D.Bufalino, N. Cerullo, W. Daenner, P. Fratangelo, P.

Riscossa, “Activation of Tungsten as a protective Layer on first wall and divertor of ITER”, Fusion Technology 1992, pagg. 1296-1300, North Holland.

2. N. Cerullo, G. Curzio, G. Forasassi, N. Iannaccone, “The need of an accurate neutron spectra evaluation in neutronic calculation for Fusion Reactors”, Fusion Technology 1994, pp. 1553-1556

3. B. Montagnini, N. Cerullo, J. Esposito, V. Giusti, F. Mattioda, R. Varone, “Spectrum shaping of accelerator based neutron beams for BNCT”, Nuclear Instruments and methods A 476, 2002, p.90.

4. N. Cerullo, G.G. Daquino, L. Muzi, J. Esposito, “Development of a treatment planning system for BNCT base on positron emission tomography data: preliminary results” – Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Sect. B, Vol. 213 (Jan 2004), pagg. 637-640, Elsevier Ed.

5. N. Cerullo, G.G. Daquino, J. Esposito, “Spectrum shaping assessment of accelerator-based fusion neutron sources to be used in BNCT treatment” – Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Sect. B, Vol. 213 (Jan 2004), pagg. 641-645, Elsevier Ed.

6. N. Cerullo, D. Bufalino, G. Forasassi, G. Lomonaco, P. Rocchi, V. Romanello “An additional performance of HTRs: the waste radiotoxicity minimization” Proceedings of ICRS10, Madeira, Portugal, May 2004 - Radiation Protection Dosimetry 2005 115(1-4) pagg. 122-125 - Oxford Press - doi:10.1093/rpd/nci250, http://rpd.oxfordjournals.org/cgi/content/full/115/1 -4/122

7. N. Cerullo, D. Bufalino J. Esposito, A. Mastrullo, L. Muzi, S. Palmerini - "Preliminary design of a Gd-NCT neutron beam based on compact D-D and D-T neutron source" - ICRS10, Madeira, May 2004 - Radiation Protection Dosimetry 2005 116(1-4) pagg. 605-608 - Oxford Press - doi:10.1093/rpd/nci022 (http://rpd.oxfordjournals.org/cgi/content/full/116/1-4/605)

8. J. C. Kuijper X. Raepsaet, J.B.M. De Haas, W. Von Lensa, U. Ohlig, H.-J. Ruetten, H. Brockmann, F. Damian, F. Dolci, W. Bernnat, J. Oppe, J.L. Kloosterman, N. Cerullo, Lomonaco G., A. Negrini, J. Magill, R. Seiler (2006). “HTGR Reactor Physics and Fuel Cycle Studies”. Nuclear Engineering and Design, vol. 236; p. 615-634, ISSN: 0029-5493, doi: 10.1016/j.nucengdes.2005.10.021

9. D. Bufalino, N. Cerullo, V. Colli, G. Gambarini, G. Rosi, “ Gadolinium dosimetry, a problematic issue in the neutron capture therapy. Comparison between experiments and computational simulations”, 2006 J. Phys.: Conf. Ser. 41 195-202 doi:10.1088/1742-6596/41/1/019, http://www.iop.org/EJ/abstract/1742-6596/41/1/019

10. N. Cerullo, G.G.Daquino, D. Bufalino, “ PET and MRI based treatment planning systems: a methodology for a realistic evaluation of the dose and fluence distributions in BNCT and in GdNCT”, Journal of Physics: Conference Series 41 (2006) 203–211

11. J. Kuijper, N. Cerullo, G. Lomonaco, et alii - "HTGR Reactor Physics and Fuel Cycle Studies" - Nuclear Engineering and Design 236 (2006) pagg. 615-634

12. E. Bomboni, N. Cerullo, Lomonaco G., V. Romanello (2008). “A critical review of the recent improvements in minimizing nuclear waste by innovative gas cooled reactors”. Science and Technology of nuclear installations, vol. 2008; p. 1-18, ISSN: 1687-6075, doi: 10.1155/2008/265430

13. N. Cerullo, D. Bufalino, G. Daquino – “Progress in the use of Gadolinium for NCT” – Applied Radiation and Isotopes, 67 (2009) S157-S160

14. D. Castelliti, E. Bomboni, N. Cerullo. G. Lomonaco, C. Parisi, “GCFR Couplet neutronic and thermal Fluid Dynamics Analyses for a Core containing minor actinides” – Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2009, article id 573481, 8 pages, 2009, DOI: 10.1155/2009/573481

15. E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, “ Analysis of Pebble-Fueled Zone Modeling Influence on High-Temperature Reactor Core Calculations”, Nuclear Science and Engineering / Volume 162 / Number 3 / July 2009 / Pages 282-298

National magazines 1. N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello – “ I reattori

nucleari ad alta temperatura nella prospettiva energetica futura” – 21mo Secolo n. 2, July 2004

2. N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello – “ Il reattore nucleare a gas ad alta temperatura - Nuovi sviluppi” – La Termotecnica n. 10 , Dicember 2004, ISSN 0040-3725

3. V. Romanello, G. Lomonaco, N. Cerullo, "La sistemazione in sicurezza delle scorie nucleari", 21mo Secolo – n. 3 July 2005

4. E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello (2008), “Le scorie nucleari. Un problema o una risorsa? – Parte I” . – La Termotecnica, vol 8, p. 65-68, ISSN 0040-3725

5. E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello (2008), “Le scorie nucleari. Un problema o una risorsa? – Parte II” . – La Termotecnica, vol 7, p. 32-37, ISSN 0040-3725

6. E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello (2008), “Le scorie nucleari: un falso problema o una vera risorsa?” – Il Giornale dell’Ingegnere, vol 15/04/2008, p. 14

Acts of International Conferences 1. D. Bufalino, N. Cerullo,P. Fratangelo, P. Riscossa,

“Gamma Ray Streaming and the Peebles Effect in Shielding Heterogeneities”, Proceeding of 7th International Conference on Radiation Shielding (ICRS-7), Bournemouth (UK), 12-16 September 1988, organized jointly by UKAEA Winfrith & the OECD Nuclear Energy Agency.

2. N.Cerullo, M.Bogliardi, R.Guzzardi, P.Riscossa, "PETSI, A Package Based On Monte Carlo Techniques To Simulate The Positron Emission Tomography", Proceedings of International Seminar on "Advanced Monte Carlo Computer Programs for Radiation Transport",Nuclear Energy Agency - OEDC, pp. 341-346, 1993, Paris

3. N.Cerullo, D.Bufalino, P.Fratangelo, P.Riscossa "Improvement of a Calculation Method for Reactor Lattice Constants Evaluation in a PWR Core Containing Gadolinium" Proceedings of the Regional Meeting: "Nuclear Energy in Europe: Present and Perspectives", Portorož, Slovenia, 13-16 June 1993. ISBN 961-90004-1-2, pagg. 64-71. Lavoro svolto con i fondi (40%) del Ministero dell’Università e della Ricerca Scientifica.

4. N.Cerullo, G.Guglielmini, A. Di Pietro. "Thorium Cycle In High Temperature Gas Cooled Gas Turbine Reactors (Htg-Gt) Using Highly Enriched Uranium Obtained From The Dismantling Of Nuclear Weapons." Proceedings of 39th ASME International Gas Turbine and Aereoengine Congress and Exposition - The Hague (Holland) June, 13-16, 1994

5. N. Cerullo, D. Bufalino, P. Fratangelo, N. Iannaccone, P. Riscossa, "Gadolinium Fuel Assembly Constants Calculation Method based on Sn Transport Codes for advanced PWR Fuel Cycle Nuclear Design” , Resúmenes des las ponencias presentadas en la XX reunion annual de la Sociedad Nuclear Española, 26-28 octubre 1994, Córdoba. Edita: Senda Editorial, S.A.

6. "Feasibility Study of a New Concept of Excore Nuclear Instrumentation System Based on Silicon Detector and VSLI (Very Large Scale Integration Technology) Technique", XX Reunion Annual Sociedad Nulear Espanola October 26-28, 1994 Cordoba SPAIN

7. E.Botta, L.Criscuolo, P.Riscossa, N.Cerullo, P.Magnasco. "The ISIS (Inherently Safe Immersed System) Nuclear Design." Presented at"1994 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics" Knoxville (Tn), April 11-15,1994

8. E.Botta, L.Criscuolo, P.Riscossa, N.Cerullo, P.Magnasco, "Gadolinium As Integralburnable Absorber In Reload Core For Isis (Inherently Safe Immersed System) Reactor" Presentato al "Annual Topical Meeting of Slovenia Nuclear Society 17-21 september 1994.

9. N.Cerullo, D.Bufalino, P.Fratangelo, N.Iannaccone, P.Riscossa, "The Use of Fuel Burnable Poison in Inherent Safe

22

LWRs", Proceedings of the ASME-ISME 4th

International Conference on Nuclar Engineering (ICONE-4), New Orleans (Louisiana), March 10-14 1996, Vol. 2 Advanced Reactors, pp. 171-174.

10. N.Cerullo, D.Bufalino, M.Rabito, R. Santoro, "A new core calculation code to improve the use of fuel burnable poison in inherent safe LWRs", presentato alla "Second International Conference on Advanced Reactor Safety - ARS'97" Orlando, Florida 1-4 Giugno 1997.

11. F.Zacchia, N.Cerullo, C.Fossa."A Proposal For An Alternative Type Of Helium Cooled Blanket For Demo" Presented at "ISFNT-4, Fourth International Symposium on Fusion Nuclear Technology" Tokyo (Giappone), April, 6-11, 1997.

12. D. Bufalino, N. Cerullo, W. Daenner, P. Fratangelo, P. Riscossa, “Activation and Afterheat of tungsten as a protective layer on first wall and divertor of ITER”, 17th Symposium on Fusion Technology (SOFT), 1992, work performed in the frame of a CEE contract.

13. N. Cerullo, J. Esposito, K.N. Leung, S. Custodero, “An Irradiation facility for BNCT application based on a RF-driven D-T neutron source and a new beam shaping assembly”, presented at the 9th International Conference on Ion Sources, September 2-7, 2001, Berkeley, CA

14. N. Cerullo, J. Esposito, “Proposal of a new BNCT irradiation facility based on alternative compact fusion neutron source”, 10th International Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, Essen (Germany), September 7-13, 2002.

15. N. Cerullo, D. Bufalino, G. Forasassi, G. Lomonaco, P. Rocchi, V. Romanello “The capabilities of HTRs to burn actinides and to optimize plutonium exploitation” 2004 Proceedings of the 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12, Arlington, Virginia, Washington D.C., USA, April 25-29, 2004) - Print Version: Volume 2, ASME Books, ISBN #: 0791846881.

16. N. Cerullo, D. Bufalino, G. Forasassi, G. Lomonaco, P. Rocchi, V. Romanello, “The capabilities of HTRs to Burn Actinides and to Optimize Plutonium Exploitation”, 2004 Proceedings of the 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE12, Arlington, Virginia, Washington D.C., USA, April 25-29, 2004) - Cd Rom, ASME publications ISBN #: 0791837351

17. J. Kuijper, N. Cerullo, F. Damian, J.L. Kloostermann, G. Lomonaco, J. Oppe, X. Rapsaent, H.J.Ruetten - "HTR-N Plutonium Cell Burnup Benchmark: Definition, Results & Intercomparison" – Acts of PHYSOR 2004, Chicago (USA), April 2004, 2004ANS, p. 1-13

18. J. C. Kuijper, X. Raepsaet, J. B. M. De Haas, W. Von Lensa, U. Ohlig, H. J. Ruetten, H. Brockmann, F. Damian, F. Dolci, W. Bernnat, J. Oppe, J. L. Kloosterman, N. Cerullo, Lomonaco G., A. Negrini, J. Magill, R. Seiler (2004). “HTR-N Reactor Physics and Fuel Cycle Studies”. In: Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors. Beijing, China, 22-24 Settembre 2004, VIENNA: International Atomic Energy Agency, vol. C21, p. 1-42

19. N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello "Waste radiotoxicity minimization using innovative LWR-HTR-GCFR symbiotic fuel cycles" Proceedings of ARWIF, Oak Ridge (TN), USA, February 2005

20. N. Cerullo, G.G. Daquino, D.Bufalino, PET and MRI based treatment planning systems: a methodology for a realistic evaluation of the dose and fluence distributions in BNCT and GdNCT, European Physical Society, 19th Nuclear Physics Divisional Conference, “New Trends in Nuclear Physics Applications and Technology”, Pavia (Italy) September 5-9, 2005

21. D. Bufalino, N. Cerullo, V. Colli, G. Gambarini, G. Rosi, Gadolinium dosimetry, a problematic issue in the neutron capture therapy. Comparison between experiments and computational simulations, European Physical Society, 19th Nuclear Physics Divisional Conference, “New Trends in Nuclear Physics Applications and Technology”, Pavia (Italy) September 5-9, 2005

22. N. Cerullo, D. Bufalino, J. Esposito, “A New entry in GdNCT: the nanodosimetry”, to be presented at the 12th International Symposium on Neutron Capture Therapy (ISNCT-12), October 9-13, 2006, Takamatsu, Japan.

23. E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello (2007). “Nuclear waste impact reduction using multiple fuel recycling strategies”. In: Conference Proceeding. Marrakech, Marocco, 14-16 Marzo 2007GMTR, p. 1-8

24. J.C. Kuijper, J. Cetnar, S. Shihab, G. Toury, N. Cerullo, Lomonaco G., E. Girardi, F. Venneri, W. Bernnat, J. Somers, J. Zakova, J. Wallenius, L. Van Den Durpel, T. Abram, D. Millington, V. Chauvet, J.L. Kloosterman, J. Jonnet, H. Werner, C. Trakas (2007). “PUMA - Plutonium and Minor Actinides management in thermal high-temperature reactors”. In: ENC2007. Brussels (Belgio), Settembre 2007ENS, p. 326-334

25. J. Kuijper, E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, G. Mazzini, et alii (2008). “PU and MA Management in Thermal HTGRs – Impact at Fuel, Reactor and Fuel Cycle levels” . In: HTR2008ASME, p. 1-9

26. A. Van Heek, N. Cerullo, E. Bomboni, G. Lomonaco, et alii (2008). “HTR Pebble Fuel Burnup Experimental Benchmark”. In: HTR2008ASME, p. 1-7

27. G. G. Daquino, Cerullo N, T. Aihara, J. Hiratsuka, H. Kumada, Lomonaco G., S. Caria, L. Muzi, R. L. Moss, A. Sainato, O. Sorace, D. Bufalino (2008). “An In-vivo Comparative Study Between Standard and PET-Based Approach to Assess the Therapeutic Dose in Neutron Capture Therapies”. In: NSS IEEE 2008. Dresden (Germania), 19-25 Ottobre 2008IEEE

28. N. Cerullo, D. Bufalino, G.G. Daquino, “Progress in the use of gadolinium for NCT”, Proceedings of 13th International Congress on Neutron Capture Therapy, (ICNCT-13), Florence, 2-7 November 2008, published by ENEA, ISBN 88-8286-167-8

Acts of National Conferences 1. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo P.Bottigli,

U.Guzzardi, P.A.Salvatori, ”Impiego di codici di calcolo nella progettazione delle schermature per miniciclotroni medici”, Atti del XXIII Congresso Nazionale dell’AIRP, Capri, 5-8 Ottobre 1983, 27.

2. D. Bufaino, N. Cerullo, P. Fratangelo, P. Riscossa, “Analisi dei fenomeni connessi con la generazione di calore nel blanket dei reattori nucleari a fusione”, Atti del X Congresso Nazionale sulla Trasmissione del calore, June 25-27, 1992, Genova 1992.

3. N.Cerullo, D.Bufalino, P.Fratangelo, "The need of the validation of analytical methods for gadolinium LWRs loaded core analysis", presentato al Seminario "Reattori a maggiore sicurezza intrinseca e passiva", Torino, 26-27 Novembre 1992.

4. D. Bufalino, “Il Sistema MASH”, atti del seminario “La protezione radiologia dei mezzi corazzati. Giornata di studio sui problemi connessi con la protezione radiologica dei mezzi corazzati dall’offesa nucleare. Principi e fenomenologia, aspetti tecnologici ed applicazioni nella progettazione dei mezzi corazzati”. September 8, 1997, Centro interforze Studi Applicazioni Militari (CISAM), via della Bigattiera, 10 – San Pietro a Grado (Pisa)

5. N. Cerullo, W. Grassi, G. Lomonaco "Analisi termofluidodinamica della configurazione a letto di particelle per un reattore nucleare veloce refrigerato a gas" - Atti del Congresso UIT05, Parma, June 2005, PISA: ETS, p. 393-398, ISBN/ISSN: 88-7741-1303-7

International Networks 1. D. Bufalino, N. Cerullo, G. Lomonaco "Plutonium

burnup benchmark. Results obtained by UNIPI using MONTEBURNS code", published on SINTER international network as document n. HTR-N1-02/08-S-3.1.1-1_4

2. N. Cerullo, G. Lomonaco, P. Rocchi, P. Riscossa "Calculation of the Temperature Coefficent for HTTR performed by UNIPI" , published on SINTER international network as document n.. HTR-N1-02/12-S-1.1.1-1_1

3. N. Cerullo, G. Lomonaco, P. Rocchi, D. Bufalino, "Calculation of the Control Rods Worth for HTTR performed by UNIPI", published on SINTER international network as document n. HTR-N1-03/08-S-1.2.1-1_1

4. V. Romanello, G. Lomonaco, N. Cerullo (2008). “CARL 2.3, Code’s Users Manual” NEA-1735, Codice per calcoli di radiotossicità, Distribuito dall'OECD NEA Data Bank

National Networks 1. D. Bufalino, N. Cerullo, G. Lo monaco “Aspetti fisici delle

terapie BNCT e GdNCT” , published on “Portale dell’Ingegneria Biomedica e Bioingegneria”, 2004, http://www.ingegneriabiomedica.net/Tematiche/5ST/5STmediconucleareA/5STmediconucleareA_nctfisici/5STmediconucleareA_nctfisici.htm

23

2. N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello "Classificazione e sistemazione in sicurezza delle scorie nucleari", published on “Portale dell'Ingegneria Energetica e Nucleare”, 2004 http://www.ingegnerianucleare.net/Tematiche/4SN/4SNscorieA/4SNscorieA_classificazione/4SNscorieA_classificazione.htm

3. N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello "I reattori nucleari ad alta temperatura (HTR) nella prospettiva energetica futura" , published on “Portale dell'Ingegneria Energetica e Nucleare”, 2004, l’articolo è visibile on line al seguente link: http://www.ingegnerianucleare.net/Tematiche/4SN/4SNreattoriinnovativiC/4SNreattoriinnovativiC_htrprospettivaenergetica/4SNreattoriinnovativiC_htrprospettivaenergetica.htm

Atti e documenti ufficiali di Dipartimenti Universitari e lavori svolti

per Università 1. D.Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo

"Analisi delle condizioni di criticità e delle capacità di schermatura di un contenitore di trasporto di elementi di combustibile non irraggiato del tipo EPEC-6" Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari - Università di Pisa, RL-045(83). Lavoro svolto nell'ambito dei programmi promossi dall'ENEA per ricerche sulla sicurezza degli impianti nucleari (contratti AC-4 e AC-5 tra ENEA ed Università di Pisa), Pisa 1983

2. D.Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo "Addendum al rapporto RL 045(83): Analisi delle condizioni di criticità e delle capacità di schermatura di un contenitore di trasporto di elementi di combustibile non irraggiato del tipo EPEC-6" Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 045(83)A. Lavoro svolto nell'ambito dei programmi promossi dall'ENEA per ricerche sulla sicurezza degli impianti nucleari (contratti AC-4 e AC-5 tra ENEA ed Università di Pisa), Pisa 1983

3. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo "Un metodo per la valutazione dello streaming dovuto alle riflessioni dei raggi gamma sulle pareti dei condotti" Atti del Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari dell'Università di Pisa, DCMN 007(84). Lavoro svolto con i fondi (60%) per la Ricerca Scientifica del Ministero della Pubblica Istruzione, Pisa 1984

4. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo “Heterogeneous Shielding Calculations Performed for Hot Cell Systems used in Researches with Irradiated Materials"Con "addendum". Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 083(84). Lavoro svolto in Collaborazione con la Snia Techint, Pisa, 1984.

5. D.Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo "Analisi dei problemi di schermatura e sicurezza nucleare del contenitore di trasporto CDN-M2F1 del CCR EURATOM di Ispra" Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 093(84) - ETS Editrice Tecnico Scientifica. Ricerca svolta per conto del Centro Comune di Ricerca di Ispra, Pisa 1984.

6. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo "Aggiornamento dei calcoli di attivazione dei materiali strutturali dell'IGNITOR" Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 102(84). Svolto su contratto di studio tra la Comunità dell'Energia Atomica (stabilimento di Ispra) e l'Università di Pisa n. 2174 - ED ISP I. Pisa 1984.

7. D.Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo "Analisi di Sicurezza Nucleare e determinazione dei livelli di intensità di dose di un contenitore per il trasporto dell'elemento di combustibile fresco tipo EPEC-6" Atti del Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 122(84), Edizioni ETS, Pisa. Lavoro svolto nell'ambito dei programmi promossi dall'ENEA per ricerche sulla sicurezza degli impianti nucleari

8. D.Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo "Verifiche di criticità e calcolo dei livelli di intensità di dose di un contenitore per il trasporto dell'elemento di combustibile non irraggiato per il reattore PEC". Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 182(85). Lavoro svolto nell'ambito dei programmi promossi dall'ENEA per ricerche sulla sicurezza degli impianti nucleari (contratto AC5 ENEA-Università di Pisa).

9. D.Bufalino, N.Cerullo, A.Fortino, P.Fratangelo "ADGS-2, Un codice per il calcolo delle sorgenti gamma da attivazione neutronica" Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 216(85). Lavoro svolto con i fondi (60%) per la Ricerca Scientifica del Ministero della Pubblica Istruzione, Pisa, 1985.

10. N.Cerullo, S.Bergamini, D.Bufalino "Progetto ai fini radioprotezionistici della porta di accesso ad un ciclotrone per usi medici da 40 MeV" Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, Università degli Studi di Pisa, RL 321(87) Ricerca condotta utilizzando il contributo CNR n. 86.00282.04 del 8.10.1986 del Comitato per le Scienze Biologiche e Mediche.

11. D.Bufalino "Descrizione generale del codice grafico GIFT-5" Lavoro svolto su contratto con il Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari dell'Università di Pisa, datato 5.11.87, approvato dal Consiglio di Amministrazione con delibera 1001 del 23.9.87.

12. D.Bufalino "Implementazione del codice grafico GIFT-5. Trasferimento dal calcolatore CRAY-ONE ai calcolatori IBM 3081 e successivamente IBM-3090/VF" Lavoro svolto su contratto con il Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari dell'Università di Pisa, datato 5.11.87, approvato dal Consiglio di Amministrazione con delibera 1001 del 23.9.87.

13. N.Cerullo, D.Bufalino, P.Fratangelo "Applicazione del codice ORIGEN-S alla valutazione della composizione isotopica ed alla conseguente sorgente gamma e neutronica nel combustibile irraggiato in un reattore nucleare" Università degli Studi di Genova, Dipartimento di Ingegneria Energetica, DINE-EGR/12 (luglio 1989) Lavoro svolto con fondi CNR nell'ambito del Progetto Strategico: TRASPORTO DI MATERIALI PERICOLOSI (1a fase)

14. N.Cerullo, D.Bufalino, P.Fratangelo "ADGS-3, un nuovo codice per la valutazione della produzione di isotopi radioattivi in materiali soggetti a flusso neutronico" Università degli Studi di Genova, Dipartimento di Ingegneria Energetica, DINE-EGR/13 (luglio 1989) Lavoro svolto con fondi CNR nell'ambito del Progetto Strategico: TRASPORTO DI MATERIALI PERICOLOSI (1a fase)

15. D.Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo "Esecuzione di calcoli neutronici monodimensionali per blanket di tipo "BIT" per reattori a fusione in diverse configurazioni" Università degli Studi di Pisa, Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, RL 481(90) Lavoro svolto con il parziale contributo finanziario del CNR n. 88.02560.07

16. D. Bufalino, N.Cerullo, G.Forasassi, P.Fratangelo "Esecuzione di calcoli neutronici monodimensionali per blanket di tipo "liquido" per reattori a fusione in diverse configurazioni" Università degli Studi di Pisa, Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari, RL 482(90) Lavoro svolto con il parziale contributo finanziario del CNR n. 88.02560.07

17. D.Bufalino "PETSI, un codice ad hoc per la valutazione mediante un metodo Montecarlo dello scattering fotonico nei mezzi idrogenati dello scanner PET modello PT911 ECAT: Sistemazione del programma e compilazione del relativo manuale" Lavoro svolto su contratto con il Dipartimento di Costruzioni Meccaniche e Nucleari dell'Universita' di Pisa, approvato dal Consiglio di Amministrazione del DCMN con delibera 845 del 18.7.90

18. N.Cerullo, D.Bufalino, P.Fratangelo, P.Riscossa, "Activation and Afterheat of tungsten as a protective layer on first wall and divertor”, Università degli Studi di Genova, Dipartimento di Ingegneria Energetica (DINE), DINE-EGR/NET contract n. 91/278, approved by DINE on 22-10-1991, approved by CEE on 14-1-1992.

19. D. Bufalino, “Un metodo originale per la determinazione delle sezioni d’urto e per il calcolo di un nocciolo LWR”, Documento SORIT RF 01 FIS 94 ZUN del 15.12.1994 relativo all’ordine 435/94 del DITEC (Università di Genova).

20. V. Romanello, G. Lomonaco, N. Cerullo (2006). “I Veri Costi dell'Energia Nucleare”. vol. NT1127, Nota Tecnica del DIMNP, Novembre 2006, Sulla base di questo studio è stato pubblicato un articolo apparso sul SOLE-24ORE del 13-01-2007

Documenti ENEA 1. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo, P.Riscossa

"Rapporto sui calcoli relativi alle verifiche di schermaggio in eterogeneo dei pozzi di stoccaggio situati nell'edificio sodio del P.E.C." Documento ENEA sigla di identificazione VT.ECT.00001 del 27.8.85

2. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo, P.Riscossa "Rapporto sui calcoli relativi alle verifiche di schermaggio in eterogeneo dei pozzi di stoccaggio situati nell'edificio reattore del PEC" Documento ENEA PECH1801N6000 sigla di identificazione VT-ECT-00002 relativo alla commessa 153198 ENEA-PEC, del 24.10.85

3. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo, P.Riscossa "Rapporto sui calcoli relativi alle verifiche di Keff sul deposito

24

generale a quota +0.20" Documento ENEA sigla di identificazione VT.ECT.00003

4. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo, P.Riscossa "Verifica di schermaggio dei pozzi di tipo A e dimensionamento di un contenitore di trasporto per i componenti pompa e scambiatore reattore" Documento ENEA sigla di identificazione VT.ECT.00004 del 28.8.85. Svolto nell'ambito della collaborazione tra CRITA ed ENEA. Contratto Prot. n. 836 registrato a Pisa il 10.4.84 al n. 1721.

5. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo, P.Riscossa "Rapporto sui calcoli relativi alle verifiche di schermaggio in eterogeneo dei contenitori di trasporto CPC, VISUS, L e di tipo C e D, in condizioni di trasferimento (fase 1)", 3 volumi. Documento ENEA PECH1801N6026 sigla di identificazione VT-ECT-00005 relativo alla commessa 153198 ENEA-PEC, del 30.4.87

6. D.Bufalino, N.Cerullo, P.Fratangelo "Rapporto sui calcoli relativi alle verifiche di schermaggio in eterogeneo dei contenitori di trasporto per il M.A.B. e la strumentazione in condizione di trasferimento (fase 1)" Documento ENEA sigla di identificazione VT.ECT.00006.

7. D.Bufalino, P.Fratangelo, P.Riscossa, "Activities performed during the Phase 1 of Shielding Calculations for an ADS Project (Interim Report)” Rapporto conclusivo della prima fase del contratto ENEA-SORIT SIEC-201, sigla di identificazione ENEA DT-ESO 00002 del 12.6.2001

8. D.Bufalino, "Activities performed during the Phase 1 of Shielding Calculations for an ADS Project (Final Report)” Rapporto conclusivo della seconda fase del contratto ENEA-SORIT SIEC-201, sigla di identificazione ENEA DT-ESO 00001 del 12.6.2001

9. D. Bufalino, “PDS-xADS Doppler Coefficient and Absorber Devices Reactivity Worth Evaluations” Rapporto emesso a conclusione del contratto di servizio ENEA-SORIT srl. SIEC/2001/0116 del 3/&/2001, sigla di identificazione FIS-P895-025 del 6.11.2003

Documenti SOGIN 1. D.Bufalino, P. Riscossa, N. Cerullo, “Calcoli di

schermaggio per il contenitore di trasporto AGN-1”, relazione tecnica SORIT UPI001-SCH-RT-0008/2006 rev. 2 del 17-11-2006, classificazione SOGIN GE RP 203 rev. 0

2. D. Bufalino, P. Riscossa, N. Cerullo, “Calcoli di criticità per il contenitore di trasporto AGN-1”, relazione tecnica SORIT UPI001-CRT-RT-0009/2006 rev. 2 del 17-11-2006, classificazione SOGIN GE-RP-202 rev.0

3. D.Bufalino, "Calcoli di schermaggio in condizioni operative per il contenitore di trasporto AGN-1” relazione tecnica SORIT UPI001-SCH-RT-0012/2006 rev. 1 del 4-12-2006, classificazione SOGIN GE-RP-204 rev. 0

4. D. Bufalino “OPEC 1 – Celle calde – Relazione di calcolo schermaggi”, relazione tecnica SORIT SOG001-SCH-RT-0001/2010 rev. 1 del 31.03.2010, classificazione SOGIN CC-MC-510 rev.0

Altri documenti interni SORIT rilevanti 1. D.Bufalino "Il sistema tridimensionale di codici VCS

(Vehicle Code System). Analisi degli elementi che lo compongono e delle modalita' di impiego" Documento SORIT RF06SCH87MCD del 20.8.87

2. D. Bufalino, P.Riscossa, “Installazione e validazione del sistema SCALE 4.4a”, Documento SORIT CEN000-COD-RF-001-2006 del 10.9.2006

3. D.Bufalino, P. Riscossa, N. Cerullo, “Installazione e validazione del programma MCNP5”, Documento SORIT CEN000-COD-RF-002-2006 del 10.9.2006

4. D.Bufalino, “Installazione del programma MCNP5 e raccolta di Benchmarks per la validazione”, Documento SORIT CEN000-COD-RF-003-2006 del 22.11.2006

5. D. Bufalino, “Installazione e validazione dei programmi per la gestione del formato ENBF”, Documento SORIT CEN000-COD-RF-004-2006 del 1-12-2006

6. D.Bufalino, “Installazione e validazione del programma MCNPX 2.6.C”, Documento SORIT CEN000-COD-RF-005-2006 del 15-12-2006

7. D. Bufalino, “Nota interna sulla verifica di un contenitore per il trasporto e lo stoccaggio di aghi di Radio 226”, Documento SORIT UPI002-SCH-NT-0001-2007 rev. 1 del 12.5.2007

8. D.Bufalino, “Analisi radiologica di un dispositivo di sterilizzazione industriale con acceleratori di elettroni” , Documento SORIT GEA001-SCH-RT-0001-2008 rev. 2 del 20-7-2008

Tesi di laurea e di dottorato 1. D.Bufalino, P.Fratangelo "Risoluzione di problemi di

calcolo neutronico e gamma relativi ai reattori veloci ed a fusione” Tesi di laurea in Ingegneria Nucleare, Università degli Studi di Pisa, Anno Accademico 1981-82, Relatori: Ing. Pietro Barbucci (ENEL), Prof. Nicola Cerullo (DCMN), Prof. Giuseppe Forasassi (DCMN), Prof. Francesco Oriolo (DCMN).

2. G. Lomonaco, “I recenti sviluppi dei reattori a gas ad alta temperatura. La collocazione di questi impianti nel futuro piano energetico mondiale. Il programma europeo HTR-N e l'attività di ricerca del DIMNP svolta nel suo ambito.” Tesi di laurea in Ingegneria Nucleare (V.O.), Università degli Stud di Pisa, Anno Accademico: 2002-03, Relatore: Prof. Nicola Cerullo (DIMNP)

3. G. Lomonaco, “Problematiche di sicurezza nella produzione di idrogeno mediante impianti HTR”, Tesi di laurea in Ingegneria Industriale, Università degli Studi di Pisa, Anno Accademico 2003-04, Relatore: Prof. Marco Carcassi (DIMNP)

4. G. Lomonaco, “Analisi termofluidodinamica dei reattori nucleari innovativi refrigerati a gas”, Tesi di dottorato in Energetica elettrica e termica, Università degli Studi di Pisa, Anno 2007, Tutor: Prof. Nicola Cerullo (DIMNP)

5. D. Bufalino, “L’uso del gadolinio nella NCT”. Tesi di dottorato in Sicurezza Nucleare e Industriale, Università degli Studi di Pisa, Anno Accademico 2006-07, Tutors: Prof. Nicola Cerullo (DIMNP), Prof. Giorgio Curzio (DIMNP). La tesi è scaricabile on-line su http://etd.adm.unipi.it/theses/available/etd-02082008-132204/