Utente:Equoreo/Trasporto neutronico

L'equazione del trasporto per i neutroni è l'equazione differenziale che descrive il moto dei neutroni e la loro interazione con la materia. L'equazione deriva dall'equazione di Boltzmann per i gas.

La soluzione dell'equazione è costituita dalla distribuzione in spazio, direzione ed energia, della popolazione neutronica del sistema e dalla sua variazione nel tempo. La determinazione del flusso neutronico all'interno del nocciolo costituisce un fattore chiave nella progettazione di un reattore nucleare a fissione e nel suo controllo.

Formulazione modifica

Definita   la densità di neutroni aventi energia   e direzione   nel punto   all'istante  , la sua variazione nel tempo è data dal bilancio di neutroni nel sistema:

 

Il termine di collisione tiene conto degli effetti delle interazioni dei neutroni con la materia in  , che portano alla loro sparizione, creazione o cambiamento in energia e/o direzione.

L'interazione fra i neutroni non è invece tenuta in considerazione: si assume infatti che la loro densità sia sufficientemente bassa da rendere eventuali collisioni fra neutroni del tutto trascurabili. Una tale assunzione, giustificata per i neutroni, non sarebbe invece accettabile se le particelle risentissero della presenza delle altre, come accade nel caso di particelle cariche elettricamente.

 

Il termine di flusso

Fattore di moltiplicazione modifica

Il fattore di moltiplicazione (indicato con  ) è il numero di neutroni provenienti da una reazione di fissione nucleare che, statisticamente, indurranno una nuova fissione.

Definizioni del tutto equivalenti sono

 

con   che indica la generazione.

Considerando che il neutrone che induce la fissione viene assorbito (quindi scompare dal sistema), l'evoluzione della popolazione neutronica dipende dal suo fattore di moltiplicazione:

  • quando   (una situazione definita sottocriticità) ad ogni fissione fa seguito meno di un'altra fissione e la reazione a catena tende a fermarsi;
  • quando   (criticità) ogni fissione induce esattamente un'altra fissione, in uno stato stazionario in cui la reazione a catena si autosostiene;
  • quando   (supercriticità) per ogni fissione nella generazione presente si produrranno un numero di fissioni maggiore di 1 nella prossima, in un sistema destinato a divergere.

Il fattore di moltiplicazione costituisce uno dei parametri più importanti nel controllo di ogni reattore a fissione e la determinazione del suo valore è un tipico problema del trasporto neutronico.

In base alla sua definizione, il fattore di moltiplicazione può essere utilizzato per costruire un problema agli autovalori a partire dall'equazione del trasporto per i neutroni:  , infatti, è il valore per cui dividere il termine di generazione dei neutroni affinché sia equivalente al numero di neutroni persi. In tal modo l'inverso di   costituisce l'autovalore del problema di criticità

 .

Cinetica modifica

Equazione di Bateman

Equazione inhour

Soluzione modifica

La soluzione dell'equazione dal punto di vista analitico presenta grandi difficoltà per problemi che non siano banali; i casi reali di applicazione, vengono affrontati usando metodi deterministici o stocastici.

I metodi stocastici non mirano a risolvere l'equazione, ma simulano il percorso di un gran numero di neutroni applicando ad ognuno di essi la teoria del trasporto; la distribuzione di neutroni ottenuta in questo modo converge statisticamente alla soluzione dell'equazione. Dato che nessuna approssimazione viene fatta alla teoria, i risultati sono affetti unicamente da un errore statistico, che viene ridotto entro livelli accettabili aumentando il numero di neutroni simulati; questo rende i risultati particolarmente precisi ed affidabili, ma le risorse computazionali richieste sono molto elevate.

Al contrario, i metodi deterministici risolvono l'equazione differenziale mediante discretizzazione delle variabili coinvolte o troncando sviluppi in serie di funzioni. Le variabili spaziale e temporale vengono tipicamente discretizzata, risolvendone i bilanci con metodi alle differenze finite o metodi nodali. Lo spazio energetico viene anche discretizzato in intervalli denominati gruppi energetici, originando l'approssimazione multigruppo; con tale approssimazione si assume che tutti i neutroni in uno stesso gruppo energetico abbiano pari energia. Diverse opzioni sono state proposte per trattare la variabile angolare; le più diffuse sono:

  • Il metodo SN (o delle ordinate discrete), che prevede la discretizzazione dell'angolo solido e l'impiego di formule di quadratura numerica;
  • Il metodo PN (o delle armoniche sferiche), in base al quale la variabile angolare viene sviluppata in serie di funzioni sferiche, ottenendo un numero N di equazioni concatenate; l'approssimazione è determinata dal troncamento della serie all'ordine desiderato. È degno di nota che l'approssimazione P1 è strettamente imparentata con l'equazione della diffusione, che quindi constituisce un caso particolare dell'equazione del trasporto.

Ad un N maggiore corrisponde una discretizzazione più fine o un troncamento ad armoniche di ordine superiore, e quindi maggiore precisione ma anche maggiore complessità computazionale.

Note modifica