SFCOMPO 2.0 – A relational database of spent fuel isotopic measurements, reactor operational histories, and design data

SFCOMPO-2.0 is a database of experimental isotopic concentrations measured in destructive radiochemical analysis of spent nuclear fuel (SNF) samples. The database includes corresponding design description of the fuel rods and assemblies, relevant operating conditions and characteristics of the host reactors necessary for modelling and simulation. Aimed at establishing a thorough, reliable, and publicly available resource for code and data validation of safety-related applications, SFCOMPO-2.0 is developed and maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA). The SFCOMPO-2.0 database is a Java application which is downloadable from the NEA website

Contribution à l'étude de la production d'U-233 en combustible MOX-ThPu en réacteur à eau sous pression. Scénarios de transition vers des concepts isogénérateurs Th/U-233 en spectre thermique. Développement du code MURE d'évolution du combustible.

If nuclear power is to provide a significant fraction of the growing world energy demand, only through the breeding concept can the development of sustainable nuclear energy become a reality. The study of such a transition, from present-day nuclear technologies to future breeding concepts is therefore pertinent. Among these future concepts, those using the thorium cycle Th/U-233 in a thermal neutron spectrum are of particular interest; molten-salt type thermal reactors would allow for breeding while requiring comparatively low initial inventories of U-233. The upstream production of U-233 can be obtained through the use of thorium-plutonium mixed oxyde fuel in present-day light water reactors. This work presents, firstly, the development of the MURE evolution code system, a C++ object-oriented code that allows the study, through Monte Carlo (M.C.) simulation, of nuclear reactors and the evolution of their fuel under neutron irradiation. The M.C. methods are well-suited for the study of any reactor, whether it'd be an existing reactor using a new kind of fuel or a future concept altogether, the simulation is only dependent on nuclear data. Exact and complex geometries can be simulated and continuous energy particle transport is performed. MURE is an interface with MCNP, the well-known and validated transport code, that allows, among other functionalities, to simulate constant power and constant reactivity evolutions. Secondly, the study of MOX ThPu fuel in a conventional light water reactor (REP) is presented; it explores different plutonium concentrations and isotopic qualities in order to evaluate their safety characteristics. Simulation of their evolution allows us to quantify the production of U-233 at the end of burnup. Last, different french scenarios validating a possible transition towards a park of thermal Th/U-233 breeders, are presented. In these scenarios, U-233 is produced in ThPu moxed light water reactors.Dans le contexte d'un déploiement massif du nucléaire civil au niveau mondial, le problème de l'approvisionnement en U-235 se posera à des échéances humaines. L'industrie nucléaire d'aujourd'hui, sous-génératrice, serait, dans un tel cas de figure, inapte à satisfaire les besoins énergétiques du monde de façon durable. La transition vers des filières iso ou surgénératrices, qui optimisent l'utilisation de la matière fissile, est alors pertinente. Parmi les technologies qui permettent une telle optimisation, le cycle du thorium, Th/U-233 utilisé en spectre de neutrons thermique, est doublement intéressant; il permettrait, dans des concepts de type réacteur à sels fondus thermique, l'isogénération de la matière fissile tout en nécessitant de faibles inventaires initiaux en U-233. La production de cette quantité d'U-233, nécessaire au démarrage de la filière, peut être produite en amont, dans des réacteurs d'aujourd'hui (à eau sous pression), utilisant un combustible de type mixte oxyde thorium-plutonium. Ce travail concerne d'une part le développement d'outils de calcul nécessaires à l'étude neutronique, par simulation Monte Carlo (M.C), des réacteurs nucléaires et de leur combustible. Qu'ils soient de génération future ou de technologie actuelle utilisant un combustible innovant, la simulation des réacteurs par les méthodes M.C. est particulièrement bien adaptée car elle ne repose que sur la connaissance des données nucléaires, et peut traiter des géométries complexes et exactes en effectuant le transport des neutrons à énergie continue. Le code MURE, qui encapsule le code de transport validé et reconnu MCNP, a été écrit pour simuler l'évolution du combustible sous irradiation. C'est un code modulaire, écrit en C++, qui permet, entre autres, de simuler des évolutions à puissance et à réactivité constantes. Dans un deuxième temps, nous avons entrepris l'étude du combustible MOX ThPu en REP en vue de détérminer des teneurs en plutonium satisfaisant les critères de sûreté et avons quantifié la production d'uranium-233 en fin de combustion. Ceci nous permet de considèrer et de valider différents scénarios de transition du parc français vers un parc de réacteurs isogénérateurs utilisant le cycle du thorium, où l'U-233, aura été produit dans des réacteurs à eau sous pression utilisant du MOX thorié

Contribution à l'étude de la production d'U-233 en combustible MOX-ThPu en réacteur à eau sous pression. Scénarios de transition vers des concepts isogénérateurs Th/U-233 en spectre thermique. Développement du code MURE d'évolution du combustible.

If nuclear power is to provide a significant fraction of the growing world energy demand, only through the breeding concept can the development of sustainable nuclear energy become a reality. The study of such a transition, from present-day nuclear technologies to future breeding concepts is therefore pertinent. Among these future concepts, those using the thorium cycle Th/U-233 in a thermal neutron spectrum are of particular interest; molten-salt type thermal reactors would allow for breeding while requiring comparatively low initial inventories of U-233. The upstream production of U-233 can be obtained through the use of thorium-plutonium mixed oxyde fuel in present-day light water reactors. This work presents, firstly, the development of the MURE evolution code system, a C++ object-oriented code that allows the study, through Monte Carlo (M.C.) simulation, of nuclear reactors and the evolution of their fuel under neutron irradiation. The M.C. methods are well-suited for the study of any reactor, whether it'd be an existing reactor using a new kind of fuel or a future concept altogether, the simulation is only dependent on nuclear data. Exact and complex geometries can be simulated and continuous energy particle transport is performed. MURE is an interface with MCNP, the well-known and validated transport code, that allows, among other functionalities, to simulate constant power and constant reactivity evolutions. Secondly, the study of MOX ThPu fuel in a conventional light water reactor (REP) is presented; it explores different plutonium concentrations and isotopic qualities in order to evaluate their safety characteristics. Simulation of their evolution allows us to quantify the production of U-233 at the end of burnup. Last, different french scenarios validating a possible transition towards a park of thermal Th/U-233 breeders, are presented. In these scenarios, U-233 is produced in ThPu moxed light water reactors.Dans le contexte d'un déploiement massif du nucléaire civil au niveau mondial, le problème de l'approvisionnement en U-235 se posera à des échéances humaines. L'industrie nucléaire d'aujourd'hui, sous-génératrice, serait, dans un tel cas de figure, inapte à satisfaire les besoins énergétiques du monde de façon durable. La transition vers des filières iso ou surgénératrices, qui optimisent l'utilisation de la matière fissile, est alors pertinente. Parmi les technologies qui permettent une telle optimisation, le cycle du thorium, Th/U-233 utilisé en spectre de neutrons thermique, est doublement intéressant; il permettrait, dans des concepts de type réacteur à sels fondus thermique, l'isogénération de la matière fissile tout en nécessitant de faibles inventaires initiaux en U-233. La production de cette quantité d'U-233, nécessaire au démarrage de la filière, peut être produite en amont, dans des réacteurs d'aujourd'hui (à eau sous pression), utilisant un combustible de type mixte oxyde thorium-plutonium. Ce travail concerne d'une part le développement d'outils de calcul nécessaires à l'étude neutronique, par simulation Monte Carlo (M.C), des réacteurs nucléaires et de leur combustible. Qu'ils soient de génération future ou de technologie actuelle utilisant un combustible innovant, la simulation des réacteurs par les méthodes M.C. est particulièrement bien adaptée car elle ne repose que sur la connaissance des données nucléaires, et peut traiter des géométries complexes et exactes en effectuant le transport des neutrons à énergie continue. Le code MURE, qui encapsule le code de transport validé et reconnu MCNP, a été écrit pour simuler l'évolution du combustible sous irradiation. C'est un code modulaire, écrit en C++, qui permet, entre autres, de simuler des évolutions à puissance et à réactivité constantes. Dans un deuxième temps, nous avons entrepris l'étude du combustible MOX ThPu en REP en vue de détérminer des teneurs en plutonium satisfaisant les critères de sûreté et avons quantifié la production d'uranium-233 en fin de combustion. Ceci nous permet de considèrer et de valider différents scénarios de transition du parc français vers un parc de réacteurs isogénérateurs utilisant le cycle du thorium, où l'U-233, aura été produit dans des réacteurs à eau sous pression utilisant du MOX thorié

SFCOMPO 2.0 – A relational database of spent fuel isotopic measurements, reactor operational histories, and design data

SFCOMPO-2.0 is a database of experimental isotopic concentrations measured in destructive radiochemical analysis of spent nuclear fuel (SNF) samples. The database includes corresponding design description of the fuel rods and assemblies, relevant operating conditions and characteristics of the host reactors necessary for modelling and simulation. Aimed at establishing a thorough, reliable, and publicly available resource for code and data validation of safety-related applications, SFCOMPO-2.0 is developed and maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA). The SFCOMPO-2.0 database is a Java application which is downloadable from the NEA website

SFCOMPO 2.0 – A relational database of spent fuel isotopic measurements, reactor operational histories, and design data

SFCOMPO-2.0 is a database of experimental isotopic concentrations measured in destructive radiochemical analysis of spent nuclear fuel (SNF) samples. The database includes corresponding design description of the fuel rods and assemblies, relevant operating conditions and characteristics of the host reactors necessary for modelling and simulation. Aimed at establishing a thorough, reliable, and publicly available resource for code and data validation of safety-related applications, SFCOMPO-2.0 is developed and maintained by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA). The SFCOMPO-2.0 database is a Java application which is downloadable from the NEA website

Integral nuclear data validation using experimental spent nuclear fuel compositions

Measurements of the isotopic contents of spent nuclear fuel provide experimental data that are a prerequisite for validating computer codes and nuclear data for many spent fuel applications. Under the auspices of the Organisation for Economic Co-operation and Development (OECD) Nuclear Energy Agency (NEA) and guidance of the Expert Group on Assay Data of Spent Nuclear Fuel of the NEA Working Party on Nuclear Criticality Safety, a new database of expanded spent fuel isotopic compositions has been compiled. The database, Spent Fuel Compositions (SFCOMPO) 2.0, includes measured data for more than 750 fuel samples acquired from 44 different reactors and representing eight different reactor technologies. Measurements for more than 90 isotopes are included. This new database provides data essential for establishing the reliability of code systems for inventory predictions, but it also has broader potential application to nuclear data evaluation. The database, together with adjoint based sensitivity and uncertainty tools for transmutation systems developed to quantify the importance of nuclear data on nuclide concentrations, are described