www.sorit.net

presidente@sorit.net Via Livornese 1291

56010 San Piero a Grado (PI) - ITALIA Tel 0502210387 Fax 0502210384

NUCLEAR SECTOR

Brochure by: Domenico Bufalino

SORIT s.r.l.

SOcietà di RIcerca per lo sviluppo Tecnologico

2

The SORIT s.r.l. was founded in 1986 by an engineer group who, exploiting the matured know-how in the field of nuclear plants, spread up its competence area and is now able to provide services in the area of nuclear computations (core design, shielding, criticality analysis and transport cask design) and also in the area of conventional plants and energy production.

The experience gained by its technical staff and the internal organization allows the SORIT to grant high quality performances in the frame work of Q.A.

The company has been engaged for many years in close collaboration with the Universities of Pisa and Genoa, involved in research activities in the field of nuclear reactor design, fusion devices and biomedical physics, through scientific collaboration and research contracts. Furthermore, the company has participated and is currently involved in some European Community projects, in the Fifth Framework Program (HTR-N and HTR-N1) and Sixth Framework Programme (GCFR, Raphael, and PUMA). It also developed a considerable technical activity in the nuclear sector as a supplier of NIRA, Ansaldo, Oto Melara, Fiat Iveco, ENEA and SNIA Techint.

The company, from its foundation, has been committed in shielding and criticality verifications of transport casks, including streaming analysis through ducts and heterogeneities. In this field also radioactivity inventory evaluation activities and verification calculations on fusion devices and fission reactors were performed.

The main activities in the last years have had as their objects:

• the calculation and verification of radioactive and fissile material transport cask shielding (including criticality verifications);

• the study of HTGR reactors (High Temperature Gas Cooled Reactors), particularly in active waste reduction;

• fusion, concerning blanket neutron calculations, shielding and activation evaluation;

• evaluation of engineering aspects of Neutron Capture Therapy, particularly with regard to the formulation of the “Treatment Planning”;

• the shielding of armoured fighting vehicles against the neutron bomb (ERW).

The company, since its origins, is accredited at the OECD NEA Data Bank in Paris and is qualified as sub-contractor at the European Community.

The personnel of SORIT include:

• a ”Qualified Expert” in Radiation Protection registered with the 3rd degree (highest) in the list of Italian Ministry of Welfare,

• a Ph.D. in “Nuclear and Industrial Safety”,

• a Ph.D. in “Electrical and Thermal Energetics”.

The Scientific Director of SORIT is Prof. Nicola Cerullo, already Professor of “Advanced Nuclear Reactors” at Genoa University, which retired by age, is currently taking the official course of “Fusion Nuclear Reactors Engineering” at Pisa University and the official course of “Nuclear Systems for Energy” at Genoa University. Prof. Cerullo has also been Head of NBC Branch of the Italian Ministry of Defence, Director of the “Chemical, Physical and Biological Technical Centre” of Italian Army, and Head of “Galileo Galilei Nuclear

3

Reactor” of CAMEN. From 1986 to 1988 he has also been Chairman of Nuclear Technology International Commission of the S.T.E.M. (Non-Proliferation).

In its nuclear activities the company uses the more recent computer programs and libraries, i.e. MCNP5 (Monte Carlo), MCNPX (All Particles Monte Carlo) for which it participates in its development under the “beta team”, SCALE 6 (for the licensing of transport casks), DOORS 3.2A (Deterministic Discrete Ordinates), MONTEBURNS 2 (for Life Calculation, with ORIGEN and MCNP), EASY (for activation calculations, including the FISPACT code and EAF library), etc. The computer codes are acquired by SORIT both through University cooperation, and through the OECD NEA Data Bank.

4

CONTACTS:

OPERATIVE OFFICE: c/o GRNSPG (Gruppo di Ricerca Nucleare San Piero a Grado) Via Livornese 1291 56010 – S. Piero a Grado (PI) Tel.: (+39)0502210387 – Fax.: (+39)0502210384

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

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

President Ing. Primo Riscossa presidente@sorit.net Scientific Director 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

MAIN CUSTOMERS:

www.sogin.it www.ansaldo.it www.bologna.enea.it coordinamento.dimnp.unipi.it www.grnspg.ing.unipi.it www.ditec.unige.it

www.stein-heurtey.fr www.fivesgroupf.com www.sderidraulic.it www.simeeng.com www.otomelara.it www.siti-cem.it www.dueemmesrl.com

5

INDICE:

RADIOLOGICAL PROTECTON OF ITALIAN ARMY ARMORED VEHICLES 7

DOSE RATES CALCULATION IN IFMIF (INTERNAZIONAL FUSION MATERIALS IRRADIATION FACILITY) BUILDING ROOMS 8

SECURITY REPORT DRAWING-UP FOR CASACCIA TRIGA RC1 REACTOR EXPERIMENT POOL 9

SHIELDING AND ACTIVATION CALCULATIONS FOR AN ADS (ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM) PROJECT 10

NEUTRONIC CALCOLATIONS FOR PDS-XADS REACTOR 11

SHIELDING AND CRITICALITY ANALYSIS FOR AGN1 TRANSPORT CASK (IRRADIATED FISSILE MATERIAL FORM SALUGGIA EUREX PLANT) 12

SHIELDING DESIGN AND ANALYSIS OF A B(U) TRANSPORT CASK FOR CAPSULES CONTAINING RA-226 NEEDLES 14

RADIOLOGICAL ANALYSIS OF AN INDUSTRIAL STERILISATION DEVICE FOR BOTTLE CAPS BASED ON ELECTRON BEAMS 15

NUCLEAR ASPECTS STUDY OF BNCT THERAPY OF TUMOURS 16

DRAWING UP OF AN “ENGINEERING HANDBOOK” TO DOCUMENT RELAP-3D MODEL OF ARGENTINE ATUCHA-II NUCLEAR POWER PLANT 18

REDIOLOGICAL SHIELDING VERIFICATION OF NEW PENETRATIONS THROUGH HOT CELLS WALLS OF OPEC-1 STORAGE BUILDING 19

PUBLICATIONS AND DOCUMENTS 20

6

INDICE FIGURE: FIG. 1: EXTERNAL VIEW OF A TYPICAL ARMOURED VEHICLE SCHEMATISED WITH GIFT CODE FOR MONTE CARLO

NUCLEAR VULNERABILITY ANALYSIS (MASH) 7 FIG. 2: CROSS-WISE SECTION OF A TYPICAL ARMOURED VEHICLE SCHEMATISED WITH GIFT FOR NUCLEAR ANALYSIS

7 FIG. 3: CUT-AWAY VIEW OF A TYPICAL ARMOURED VEHICLE SCHEMATISED WITH GIFT (ALSO INTERNAL

COMPONENTS ARE SHOWN) 7 FIG. 4: VERTICAL SECTION OF TEST CELL ZONE (MCNP) 8 FIG. 5: TEST CELL DETAIL (MCNP) 8 FIG. 6: TRANSPARENT VIEW OF TEST CELL ZONE (MCNP) 8 FIG. 7: COMPLETE 3D VIEW OF IFMIF SITE (BY ENEA) 8 FIG. 8: HORIZONTAL SECTION OF CASACCIA TRIGA REACTOR WITH THE LOCALISATION OF REACTOR HOLE,

EXPERIMENT POOL, THERMALISATION COLUMN AND RADIAL B-CHANNEL. 9 FIG. 9: FUEL ELEMENTS LAYOUT INSIDE RACKS IN POOL. 9 FIG. 10: RACKS DETAIL (SCHEMATISATION WITH KENO VA CODE) WITH TRANSPARENT VIEW OF FUEL ELEMENTS 9 FIG. 11: MCNP CALCULATION SCHEME FOR ADS (VERTICAL SECTION) 10 FIG. 12: DETAIL FOR STRUCTURES OVER THE VESSEL (MCNP) 10 FIG. 13: DIFFERENCE BETWEEN TARGET AND UPPER REACTOR ZONE NEUTRON SPECTRA 10 FIG. 14: OPERATING PRINCIPLE FOR AN ADS 10 FIG. 15:ACTIVITY VS TIME IN FUEL AFTER IRRADIAION 10 FIG. 16: ABSORBER DEVICES ANTI-REACTIVITY CALCULATION RESULTS 11 FIG. 17: AXIAL SECTION OF VERTICAL NORMAL A1 TRANSPORT CONFIGURATION (WATER LEVEL IS SHOWN) 12 FIG. 18: RADIAL SECTION OF HORIZONTAL NORMAL A2 TRANSPORT CONFIGURATION (WATER LEVEL IS SHOWN) 12 FIG. 19: SCHEMATIZATION OF 6 TRINO ELEMENTS (MCNP) 12 FIG. 20: DETAIL OF BOTTLE SECTION WITH TRINO FUEL ELEMENT 12 FIG. 21: MCNP SCHEMATISATION OF SHIELDING PLATE AND 6 INSERTED BOTTLES 13 FIG. 22: RADIAL SECTION OF AGN1 CASK SHOWING NEUTRON DOSE RATES BEHAVIOUR (MCNP) 13 FIG. 23: AXIAL SECTION OF AGN1 CASK SHOWING NEUTRON DOSE RATES BEHAVIOUR (MCNP) 13 FIG. 24: MULTIPLICATION FACTOR VS. DENSITY OF WATER IN BOTTLES AND IN CAVITY FOR FULL WATER IMMERSED

CASK IN GARIGLIANO CONFIGURATION 13 FIG. 25: TRANSPARENT VIEW OF BRASS ISS CAPSULE BY COMECER (MCNP SCHEMATISATION) 14 FIG. 26: CUT-AWAY VIEW OF ISS CAPSULE BY COMECER (MCNP SCHEMATISATION) 14 FIG. 27: AXIAL SECTION OF TRANSPORT CASK CONTAINING 444 ISS CAPSULES (MCNP SCHEMATISATION) 14 FIG. 28: RADIAL SCHEMATISATION OF TRAN SPORT CASK (MCNP) 14 FIG. 29: AXIAL SECTION OF TRANSPORT CASK CONTAINING 444 ISS CAPSULES (MCNP SCHEMATISATION) 14 FIG. 30: 3D ASSEMBLY SCHEMATISATION (MCNPX) 15 FIG. 31: TRANSPARENT VIEW OF ASSEMBLY SCHEMATISATION (MCNPX) 15 FIG. 32: HORIZONTAL SECTION ON MID-PLANE FOR ACCELERATORS-CHANNEL SYSTEM 15 FIG. 33: VISUALISATION OF X-RAY STREAMING IN THE CHANNEL ENDING ZONE 15 FIG. 34: MCNP SCHEMATIZATION OF MATHEMATICAL MIRD PHANTOM FOR DOSIMETRY CALCULATIONS (15 YEARS

OLD BOY) 16 FIG. 35: TRANSPARENT VIEW OF MATHEMATICAL MIRD PHANTOM (15 YEARS OLD BOY) 16 FIG. 36: SKELETON SCHEMATISAION DETAIL IN MATHEMATICAL MIRD PHANTOM (15 YEARS OLD BOY) 16 FIG. 37: NEUTRON SOURCE (NUCLEAR REACTOR AND IRRADIATION CHANNEL) AND PHANTOM (30 YEARS OLD ADULT

MALE) SCHEMATISATION FOR BNCT THERAPY 16 FIG. 38: SIDE-TO-SIDE AND ANTERIOR-POSTERIOR SECTIONS OF MATHEMATICAL MIRD PHANTOM FOR A 30 YEARS

OLD ADULT MALE (ALSO IRRADIATION CHANNEL ENDING IS REPRESENTED) 16 FIG. 39: BNCT THERAPY – MCNP MODEL OF IRRADIATION CHANNEL, PATIENT HEAD WITH TUMOUR (DIRECTLY

EXTRACTED FROM TAC) 17 FIG. 40: BORON DISTRIBUTION IN BNCT THERAPY (TUMOUR PRESENT IN PATIENT NECK) 17 FIG. 41: VISUALIZATION OF BORON DOSE RATE DISTRIBUTION IN BNCT THERAPY (TUMOUR PRESENT IN PATIENT

NECK) 17 FIG. 42: VESSEL NODALIZATION, INCLUDING LOWER PLENUM, DOWNCOMER, CORE CHANNELS AND UPPER PLENUM

18 FIG. 43: ATUCHA II NPP REACTOR SYSTEM 18 FIG. 44: ATUCHA II NPP MODERATOR SYSTEM 18 FIG. 45: LOCALIZATION OF 8 BYPASS IN THE 60 CHANNELS RELAP5 MODEL 18 FIG. 46: DOSE RATES BEHAVIOUR (SV/H) IN B-TYPE PENETRATION (CALCULATED WITH MCNPX, INTERNAL SOURCE

WITH A LATERAL SHIFT OF 4,5 CM RESPECT TO PENETRATION AXIS) 19 FIG. 47: DOSE RATES BEHAVIOUR (SV/H) IN D/F-TYPE PENETRATION (CALCULATED WITH MCNPX) 19 FIG. 48: C-TYPE PENETRATION SCHEME (LONGITUDINAL SECTION) 19 FIG. 49: C-TYPE PENETRATION PIPING DEVELOPMENT 19

7

MAIN ACTIVITIES PERFORMED BY SORIT:

RADIOLOGICAL PROTECTON OF ITALIAN ARMY ARMORED VEHICLES Customers: OTO MELARA AND IVECO FIAT Documents:

-Vehicles Schematisation (C1 Tank “Ariete”, B1 Vehicle “Centauro” and VCC 80 Tank “Dardo”) for nuclear protection analysis

-Radiological Protection Factors Evaluation

Period: 1986 – 1996

Fig. 1: External view of a typical armoured vehicle

schematised with GIFT code for Monte Carlo nuclear vulnerability analysis (MASH)

Fig. 2: Cross-wise section of a typical armoured vehicle

schematised with GIFT for nuclear analysis

Fig. 3: Cut-away view of a typical armoured vehicle schematised with GIFT (also internal components are shown)

8

DOSE RATES CALCULATION IN IFMIF (Internazional Fusion Materials Irradiation Facility) BUILDING ROOMS Customer: ENEA Documents:

-Building schematisation for nuclear analysis

-Determination of neutron yield from deuterons by LAHET/LCS code

-Determination of parameters for Monte Carlo variance reduction techniques

-Dose rates calculations in various rooms by MCNP code

-Streaming analysis through wall ducts and heterogeneities

Period: 1999

Fig. 4: Vertical section of test cell zone (MCNP)

Fig. 5: Test cell detail (MCNP)

Fig. 6: Transparent view of test cell zone (MCNP)

Fig. 7: Complete 3D view of IFMIF site (by ENEA)

9

SECURITY REPORT DRAWING-UP FOR CASACCIA TRIGA RC1 REACTOR EXPERIMENT POOL Customer: ENEA Documents:

-Criticality verification of TRIGA reactor experiment pool with 144 spent fuel rods

-Decoupling verification between TRIGA reactor core and the 144 spent fuel rods contained in experiment pool

Period: 1999

Fig. 8: Horizontal section of Casaccia TRIGA reactor with the localisation of Reactor Hole, Experiment Pool, Thermalisation

column and radial B-channel.

Fig. 10: Racks detail (schematisation with KENO Va code) with

transparent view of fuel elements

Fig. 9: Fuel elements layout inside racks in pool.

10

SHIELDING AND ACTIVATION CALCULATIONS FOR AN ADS (Accelerator Driven System) PROJECT Customer: ENEA Documents:

-MCNP Reactor scheme

-Neutron yields and fluxes in various reactor zones evaluation

-Dose rates calculations in various rooms in the reactor building

-Streaming analysis through wall ducts and heterogeneities

-Activation determination for various materials

Period: 1999 – 2002

Fig. 11: MCNP calculation scheme for ADS (vertical

section)

Fig. 12: Detail for structures over the 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

Fig. 13: Difference between target and upper reactor zone neutron spectra

Fig. 14: Operating principle for an ADS

Material: Fuel End Of Cycle ADS

Act

ivity

(B

q/kg

)

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

Fig. 15:Activity vs time in fuel after irradiaion

11

NEUTRONIC CALCOLATIONS FOR PDS-XADS REACTOR Customer: ENEA Documents:

-Full nominal power Doppler Coefficients evaluation

-Absorber Devices Reactivity Worth Calculation

Period: 2003, JUNE – JULY

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

Fig. 16: Absorber devices anti-reactivity calculation results

12

SHIELDING AND CRITICALITY ANALYSIS FOR AGN1 TRANSPORT CASK (IRRADIATED FISSILE MATERIAL FORM SALUGGIA EUREX PLANT) Customer: CIRTEN (Consorzio Interuniversitario nazionale per la Ricerca TEcnologica Nucleare) on SOGIN order Documents:

-3D Schemes of tran sport casks, bottles, and various contained fuel elements (Trino type, Garigliano type, ecc…)

-Survey of Transport configurations to analyse in agreement with SOGIN

-Criticality calculations

-Shielding calculations

-Wall Ducts and heterogeneities streaming analysis

-Shielding calculations for Operational Configuration

Period: 2006, SEPTEMBER – DECEMBER

Fig. 17: Axial section of vertical normal A1 transport

configuration (water level is shown)

Fig. 18: Radial section of horizontal normal A2 transport

configuration (water level is shown)

Fig. 19: Schematization of 6 Trino elements (MCNP)

Fig. 20: Detail of bottle section with Trino fuel element

13

Fig. 21: MCNP schematisation of shielding plate and 6

inserted bottles

Fig. 22: Radial section of AGN1 cask showing neutron dose

rates behaviour (MCNP)

Fig. 23: Axial section of AGN1 cask showing neutron

dose rates behaviour (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

Fig. 24: Multiplication factor vs. density of water in bottles and

in cavity for full water immersed cask in Garigliano configuration

14

SHIELDING DESIGN AND ANALYSIS OF A B(U) TRANSPORT CASK FOR CAPSULES CONTAINING RA-226 NEEDLES Customer: CIRTEN on ENEA order Documents:

-Single capsule and transport cask schemes for Monte Carlo analysis

-Concrete Shielding Thickness evaluation

- Heterogeneities and ducts gamma streaming analysis

Period: 2007, JANUARY - MARCH

Fig. 25: Transparent view of brass ISS capsule by

COMECER (MCNP schematisation)

Fig. 26: Cut-away view of ISS capsule by COMECER (MCNP

schematisation)

Fig. 27: Axial section of transport cask containing 444 ISS

capsules (MCNP schematisation)

Fig. 28: Radial schematisation of tran sport cask (MCNP)

0,1

1

10

0 200 400 600

Spessore di conglomerato (mm)

Tas

so d

i dos

e a

cont

atto

Fig. 29: Axial section of transport cask containing 444 ISS capsules (MCNP schematisation)

15

RADIOLOGICAL ANALYSIS OF AN INDUSTRIAL STERILISATION DEVICE FOR BOTTLE CAPS BASED ON ELECTRON BEAMS Customer: GEA/PROCOMAC Documents:

-Structures scheme with MCNPX code

-Dose rates evaluation and X-ray streaming verification

Period: 2008, FEBRUARY – JUNE

Fig. 30: 3D Assembly schematisation (MCNPX)

Fig. 31: Transparent view of assembly schematisation

(MCNPX)

Fig. 32: Horizontal section on mid-plane for accelerators-

channel system

Fig. 33: Visualisation of X-ray streaming in the channel

ending zone

16

NUCLEAR ASPECTS STUDY OF BNCT THERAPY OF TUMOURS EXAMPLES FROM PH.D. AND RESEARCH ACTIVITIES PERFORMED BY MEMBERS OF SORIT STAFF

Fig. 34: MCNP Schematization of mathematical MIRD Phantom for dosimetry calculations (15 years old boy)

Fig. 35: Transparent view of mathematical MIRD Phantom (15

years old boy)

Fig. 36: Skeleton schematisaion detail in mathematical

MIRD Phantom (15 years old boy)

Fig. 37: Neutron source (nuclear reactor and irradiation

channel) and phantom (30 years old adult male) schematisation for BNCT Therapy

Fig. 38: Side-to-side and anterior-posterior sections of mathematical MIRD phantom for a 30 years old adult male (also

irradiation channel ending is represented)

17

Fig. 39: BNCT Therapy – MCNP Model of irradiation channel, patient head with tumour (directly extracted from TAC)

Fig. 40: Boron distribution in BNCT Therapy

(tumour present in patient neck)

Fig. 41: Visualization of boron dose rate distribution in BNCT Therapy

(tumour present in patient neck)

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DRAWING UP OF AN “ENGINEERING HANDBOOK” TO DOCUMENT RELAP-3D MODEL OF ARGENTINE ATUCHA-II NUCLEAR POWER PLANT Customer: PISA UNIVERSITY (GRUPPO DI RICERCA SAN PIERO A GRADO) Documents:

- 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

Period: 2008, DECEMBER – 2010, FEBRUARY

Fig. 42: Vessel Nodalization, including Lower plenum, Downcomer,

core channels and upper plenum

Fig. 43: Atucha II NPP Reactor System

Fig. 44: Atucha II NPP Moderator System

Fig. 45: Localization of 8 bypass in the 60 channels RELAP5 model

19

REDIOLOGICAL SHIELDING VERIFICATION OF NEW PENETRATIONS THROUGH HOT CELLS WALLS OF OPEC-1 STORAGE BUILDING Customer: SOGIN Documents:

- Technical report on shielding calculations

Period: 2010, FEBRUARY-MARCH

Fig. 46: Dose rates behaviour (Sv/h) in B-type penetration (calculated with MCNPX, internal source with a lateral

shift of 4,5 cm respect to penetration axis)

Fig. 47: Dose rates behaviour (Sv/h) in D/F-type penetration

(calculated with MCNPX)

Fig. 48: C-type Penetration Scheme (longitudinal

section)

Fig. 49: C-type penetration piping development

20

PUBLICATIONS AND DOCUMENTS

International magazines 1. P. G. Avanzini, N. Cerullo, E. Manfredi, Thermal and

Structural Behaviour of a Double Containment Water Cooled BOT Ceramic Blanket for NET”, Structural Mechanics in Reactor Technology, Vol. N, Pagg. 7-1, 1989

2. 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.

3. C. Talarico, N. Cerullo, G. Forasassi, Z. Manfredi, G. Simbiolotti, V. Zampaglione, “Helium Cooled Liquid Lithium Blanket Concept: a Scooping Study”, Fusion Technology 1992, pagg. 1509-1512, North Holland

4. P. G. Avanzini, N. Cerullo, G. Guglielmini, S. Simonetti, F. Zacchia, “Pebble Bed, Helium Cooled, Molten Salts Breeder Blanket Concept for a Tokamak Reactor”, Fusion Engineering and Design, 26 (1992), pagg. 279-285, Elsevier Science S. A.

5. 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

6. N. Cerullo, S. Lanza, E. Manfredi, M. Vezzani, “Evaluation of Minimum Performance and Maximum Cost Value for Commercial Inertial Confinement Fusion Power Plant”, Fusion Technology (1994) 1533-1536 North Holland

7. N. Cerullo, S. Lanza, M. Vezzani, “Energetic and Economic Balance fora n Inertial Fusion Power Plant”, Fusion Engineering and Design 29 (1995), pagg. 28-23, Elsevier Science S.A.

8. N. Cerullo, S. Lanza, M. Vezzani, “Indirectly Driven Target Design Influence on Energetic Balance of Inertial Confinement Fusion Power Plant”, Fusion Engineering and Design 42 (1998), pagg. 549-553, Elsevier Science S.A.

9. F. Zacchia, N. Cerullo, C. Fossa, “Proposal fora n Alternative Type of Helium-Cooled Blanket for DEMO”, Fusion Engineering and Design 42 (998), pagg. 569-575 Elsevier Science S.A.

10. M. Vezzani, N. Cerullo, S. Lanza, “Energetic-economic analysis of inertial fusion plants with Tritium Commercial Production”, Fusion Engineering and Design 51-52 (2000) , pagg 1143-1148 Elsevier Science S.A.

11. 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.

12. 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.

13. 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.

14. 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

15. 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)

16. 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

17. 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

18. 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

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

20. 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

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

22. 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

23. 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, E. Manfredi, F. Rosatelli, F. Zacchia,

“Progetto concettuale di un mantello a breeder solido raffreddato ad acqua di tipo BOT per il reattore a fusione NET”, La TERMOTECNICA, Ottobre 1989.

2. N. Cerullo, S. Lanza, M. Vezzani, “Bilancio energetico relativo ad un impianto nucleare a fusione inerziale”, Energia Nucleare, Anno 19, N. 3, Settembre-Dicembre 1993

3. N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello – “ I reattori nucleari ad alta temperatura nella prospettiva energetica futura” – 21mo Secolo n. 2, July 2004

4. 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

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

6. 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

7. 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

8. 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. M. Grattarola, F. Rosatelli, A. Rossani, F. Zacchia, W. Daenner, N. Cerullo, E. Manfredi, “Water Cooled BOT Blanket for the

21

NET-ITER Reactor”, 13rd Symposium on Fusion Engineering, 3-6 October 1989, Knoxwille, USA

3. P. G. Avanzini, A. Beati, L. Bertini, N. Cerullo, M. Magnani, M. Mancini, E. Manfredi, “A New Proposal for a BIT-type Driver Blanket for ITER” , 16th Symposium on Fusion Technology, 3-7 September 1990, London, UK

4. 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.

5. 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

6. 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.

7. 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

8. 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.

9. "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

10. 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

11. 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.

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

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.

13. 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.

14. 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.

15. M. Vezzani, N. Cerullo, S. Lanza, “Proposal for a Parametric Conceptual CAD Model of a Mono-modular Inertial Fusion Reactor”, 21st Symposium on Fusion Technology, 11-15 September 2000, Madrid (Spain), published on Fusion Engineering and Design.

16. 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

17. D. Aquaro, A. Barbini, N. Cerullo, R. Iscaro, “Neutronic and Thermal Mechanical Analyses of ITER-FEAT Breeding Blanket Innovative Design”, 6th International Symposium

on Fusion Nuclear Technology, San Diego, 7-12 April, 2002, published on Fusion Engineering and Design, 2002

18. 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.

19. 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.

20. 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

21. 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

22. 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

23. 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

24. 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

25. 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

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

27. D. Aquaro, I. Ciucci, N. Cerullo, D. Morellini, “Adaptation of the HCPB DEMO TBM as Breeding Blanket for ITER: Neutronic and Thermal Analyses”, 24th Symposium on Fusion Technology, p. 305, 2006, published on Fusion Engineering and Design, 2007.

28. 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 2007 GMTR, p. 1-8

29. 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 2007 ENS, p. 326-334

30. 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

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

32. 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

22

33. 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. P. G. Avanzini, N. Cerullo, G. Guglielmini, S. Simonetti, F. Zacchia, “Impiego di composti di litio come materiali di accumulo termico nei blanket dei reattori a fusione a ciclo discontinuo”. Convegno su “Ricerca, sviluppo e tecnologie dei materiali per i reattori a fissione”, ENEA, Frascati, 4-6 Dicembre 1990

3. 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.

4. N. Cerullo, G. Guglielmini, S. Simonetti, “Un metodo semplificato per la valutazione dello scambio termico in una struttura a letto di sfere raffreddato ad elio”, Atti del X Congresso Nazionale sulla Trasmissione del calore, June 25-27, 1992, Genova 1992.

5. 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.

6. N. Cerullo, G. Ferrari, G. Guglielmini, F. Zacchia, “Criteria for the Selection of Helium Pressure in a Power Producing Tokamak”, Atti del XII Congresso Nazionale di Trasmissione del Calore, L’Aquila, 23-24 giugno 1994.

7. 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)

8. 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

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

Acts and official documents of University Departments and works

performed for Universities 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.

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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. D. Aquaro, N. Cerullo, R. Ascaro, R. Squarcini, “Analisi delle soluzioni tecniche attualmente allo studio nei programmi di ricerca Europei e degli Stati Uniti per i reattori a confinamento magnetico, alla luce degli ultimi sviluppi relativi alla riduzione delle dimensioni del progetto ITER”, Atti del DIMNP, 2000

21. 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

ENEA DocumentS 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 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

SOGIN Documents 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

Other relevant internal SORIT documents 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

24

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

Master Degree and Ph.D. Thesis 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/