Études préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR.

Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del étude du potentiel de déploiement d un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l objet d études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l objectif de l étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l état embryonnaire du design, font qu un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués.The nuclear reactors of the 4th generation must allow an optimized use of natural resources,while performing at a high safety level. The framework of this thesis is the deployment study ofone of such a system, an innovative and still little studied Molten Salt Fast Reactor. An excellentsafety is an ultimate requirement of the nuclear energy deployment, so it is important to raisethis question at the current early stage of the MSFR concept development.This concept was the subject of a neutronic tool benchmark within a European projectEVOL. Definition, calculations and results analyses were performed during this thesis. Comparisonsof static neutronic and burn-up calculations, performed by the project participants,concluded to a good agreement between the different codes and methods used and pointed outthe sensibility of the nuclear database choice on the results. With the aim of safety analysis ofthe MSFR, the decay heat was studied in detail. The tool used for the decay heat calculationwas developed and validated, to finally evaluate the decay heat in the reactor. The decay heatsource presented in different zones was quantified, concluding to a high importance of the coolingof the fuel salt and the bubbling system enclosing a part of the fission products.The safety analysis methodology was also studied in this thesis. Even if the safety principlesare directly transposable to the MSFR, the precise recommendations are not. This is due to thespecificity of the design that relies on the liquid state of the fuel, on the reprocessing systemslocated in the reactor and the embryonic stage of the design. First, a preliminary transpositionwork of some criteria to the MSFR design was realized, resulting amongst other things in a listof accidental scenarios particular for MSFR. Finally, a preliminary physical study of some typesof accidental scenarios was performed, that can be used as a basis for further analyses with moresophisticated tools.SAVOIE-SCD - Bib.électronique (730659901) / SudocGRENOBLE1/INP-Bib.électronique (384210012) / SudocGRENOBLE2/3-Bib.électronique (384219901) / SudocSudocFranceF

Safety studies dedicated to molten salt reactors with a fast neutron spectrum and operated in the Thorium fuel cycle – Innovative concept of Molten Salt Fast Reactor

Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del’étude du potentiel de déploiement d’un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l’énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l’objet d’études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d’un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l’analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l’influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l’objectif de l’étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d’évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l’unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l’étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l’état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l’état embryonnaire du design, font qu’un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d’accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués.The nuclear reactors of the 4th generation must allow an optimized use of natural resources,while performing at a high safety level. The framework of this thesis is the deployment study ofone of such a system, an innovative and still little studied Molten Salt Fast Reactor. An excellentsafety is an ultimate requirement of the nuclear energy deployment, so it is important to raisethis question at the current early stage of the MSFR concept development.This concept was the subject of a neutronic tool benchmark within a European projectEVOL. Definition, calculations and results analyses were performed during this thesis. Comparisonsof static neutronic and burn-up calculations, performed by the project participants,concluded to a good agreement between the different codes and methods used and pointed outthe sensibility of the nuclear database choice on the results. With the aim of safety analysis ofthe MSFR, the decay heat was studied in detail. The tool used for the decay heat calculationwas developed and validated, to finally evaluate the decay heat in the reactor. The decay heatsource presented in different zones was quantified, concluding to a high importance of the coolingof the fuel salt and the bubbling system enclosing a part of the fission products.The safety analysis methodology was also studied in this thesis. Even if the safety principlesare directly transposable to the MSFR, the precise recommendations are not. This is due to thespecificity of the design that relies on the liquid state of the fuel, on the reprocessing systemslocated in the reactor and the embryonic stage of the design. First, a preliminary transpositionwork of some criteria to the MSFR design was realized, resulting amongst other things in a listof accidental scenarios particular for MSFR. Finally, a preliminary physical study of some typesof accidental scenarios was performed, that can be used as a basis for further analyses with moresophisticated tools

Études préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR.

The nuclear reactors of the 4th generation must allow an optimized use of natural resources,while performing at a high safety level. The framework of this thesis is the deployment study ofone of such a system, an innovative and still little studied Molten Salt Fast Reactor. An excellentsafety is an ultimate requirement of the nuclear energy deployment, so it is important to raisethis question at the current early stage of the MSFR concept development.This concept was the subject of a neutronic tool benchmark within a European projectEVOL. Definition, calculations and results analyses were performed during this thesis. Comparisonsof static neutronic and burn-up calculations, performed by the project participants,concluded to a good agreement between the different codes and methods used and pointed outthe sensibility of the nuclear database choice on the results. With the aim of safety analysis ofthe MSFR, the decay heat was studied in detail. The tool used for the decay heat calculationwas developed and validated, to finally evaluate the decay heat in the reactor. The decay heatsource presented in different zones was quantified, concluding to a high importance of the coolingof the fuel salt and the bubbling system enclosing a part of the fission products.The safety analysis methodology was also studied in this thesis. Even if the safety principlesare directly transposable to the MSFR, the precise recommendations are not. This is due to thespecificity of the design that relies on the liquid state of the fuel, on the reprocessing systemslocated in the reactor and the embryonic stage of the design. First, a preliminary transpositionwork of some criteria to the MSFR design was realized, resulting amongst other things in a listof accidental scenarios particular for MSFR. Finally, a preliminary physical study of some typesof accidental scenarios was performed, that can be used as a basis for further analyses with moresophisticated tools.Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del’étude du potentiel de déploiement d’un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l’énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l’objet d’études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d’un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l’analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l’influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l’objectif de l’étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d’évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l’unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l’étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l’état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l’état embryonnaire du design, font qu’un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d’accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués

PIN POWER CALCULATION SCHEME FOR REACTOR PRESSURE VESSEL FAST NEUTRON FLUENCE ESTIMATION

The estimation of the neutron fluence at the Reactor Pressure Vessel (RPV) is classically carried out by a two-step approach. The first step is to estimate the full core neutron source term whether the second step of the calculation consists in the transport of neutrons from the core (source term) to the RPV using the neutron fission distribution determined in the previous step. For this purpose, the neutron fission distribution is to be accurately determined at the fuel pin level for the assemblies on the border of the core. To achieve this goal, two methods are evaluated in this study. The first method considered is a full core 2D Monte Carlo calculation using the MNCP6 code. The second method is based on a deterministic approach using the CASMO5 multi-segment option, allowing a full 2D transport calculation at the pin level with an expected accuracy similar to a stochastic method. The comparison of the two methods shows an overall good agreement with differences within the statistical uncertainty for different cores: homogeneous UOX core, mixed UOX-MOX loading and the effect of the hafnium rods used in the assemblies in the periphery of the core. The modelling limitation and the associated calculational time are discussed for the comparison of the two approaches

Importance of the axial burn-up modelling for fuel assembly nozzles activation calculation

International audienceRadiation protection during transport and storage of irradiated fuel assemblies relies, besides the radiations emitted by the fuel, on the activation of the structural elements of the assembly. This work focuses on the calculational method to be used for the evaluation of the latter contribution. Among different tested hypotheses, the axial burn-up modelling compared to the use of one axial zone, and consequently one fuel composition, was observed to increase significantly the nozzles activation for the PWR assemblies, that is the main focus of this paper

Similarity of the PMM-2 critical experiments and criticality safety cases based on the keff sensitivity analysis

International audienceAnalysis of recent critical experiments involving plutonium material to contribute to the improvement of the nuclear data validation for criticality safety case

Similarity of the PMM-2 critical experiments and criticality safety cases based on the keff sensitivity analysis

International audienceAnalysis of recent critical experiments involving plutonium material to contribute to the improvement of the nuclear data validation for criticality safety case

Importance of the axial burn-up modelling for fuel assembly nozzles activation calculation

International audienceRadiation protection during transport and storage of irradiated fuel assemblies relies, besides the radiations emitted by the fuel, on the activation of the structural elements of the assembly. This work focuses on the calculational method to be used for the evaluation of the latter contribution. Among different tested hypotheses, the axial burn-up modelling compared to the use of one axial zone, and consequently one fuel composition, was observed to increase significantly the nozzles activation for the PWR assemblies, that is the main focus of this paper

PIN POWER CALCULATION SCHEME FOR REACTOR PRESSURE VESSEL FAST NEUTRON FLUENCE ESTIMATION

The estimation of the neutron fluence at the Reactor Pressure Vessel (RPV) is classically carried out by a two-step approach. The first step is to estimate the full core neutron source term whether the second step of the calculation consists in the transport of neutrons from the core (source term) to the RPV using the neutron fission distribution determined in the previous step. For this purpose, the neutron fission distribution is to be accurately determined at the fuel pin level for the assemblies on the border of the core. To achieve this goal, two methods are evaluated in this study. The first method considered is a full core 2D Monte Carlo calculation using the MNCP6 code. The second method is based on a deterministic approach using the CASMO5 multi-segment option, allowing a full 2D transport calculation at the pin level with an expected accuracy similar to a stochastic method. The comparison of the two methods shows an overall good agreement with differences within the statistical uncertainty for different cores: homogeneous UOX core, mixed UOX-MOX loading and the effect of the hafnium rods used in the assemblies in the periphery of the core. The modelling limitation and the associated calculational time are discussed for the comparison of the two approaches

Impact of core power variations on the fast neutron flux incident on pressurized water reactor vessels

International audienceAs many French nuclear 900 MWe Pressurized Water Reactors (PWRs) approach the end of their design lifetime (40 years), it is of great importance, in the perspective of a possible extension of operation, to be able to accurately characterize the structural integrity of the reactor pressure vessel for safety reasons. Therefore, the Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) consider the possibility to develop a best-estimate calculation scheme for the fast neutron fluence (neutrons with energies greater than 1 MeV) at the vessel of PWRs, which is used to predict the material embrittlement. However, before building this type of model, one prior key point is to determine which parameters need to be considered. The aim of this paper is to assess the need to take into account the power history of the reactor core and the induced variation of its operational parameters (core power, boron concentration and control rods insertion) in order to perform fast neutron fluence calculations. The analysis has been performed using a calculation scheme coupling a deterministic approach (CASMO5 and PARCS codes) to evaluate the core fission distribution and a Monte-Carlo modeling (MCNP6 code) to estimate the attenuation of the neutrons source from the core to the vessel