Recherche de l'économie des ressources naturelles par des études de conception de coeurs de réacteurs à eau et à haut facteur de conversion à combustibles mixtes Thorium / Uranium / Plutonium

Dans le cadre des études neutroniques d'innovation sur les cœurs de Réacteurs à Eau légère Pressurisée (REP) de 3ème génération, la recherche de l'économie des ressources naturelles est fondamentale afin de pérenniser la filière électronucléaire. Cette étude consiste à rechercher l'économie des ressources par la conception de cœurs de réacteurs à hauts facteurs de conversion, s'appuyant sur des combustibles oxydes mixtes à base de thorium / uranium / plutonium, ainsi que d'élaborer des stratégies de multi-recyclage des matières fissiles (plutonium et 233U). La démarche s'est déroulée en quatre étapes. Deux domaines d'étude ont tout d'abord été identifiés, le premier concerne les faibles rapports de modération (RM) et un combustible ThPuO2, le second les RM standards à accrus et un combustible ThUO2. La première voie a conduit à l'étude de Réacteurs Sous-Modérés (RSM) selon les critères de production d'233U accrue et de consommation limitée de plutonium. Deux concepts ont été retenus en particulier, à partir desquels des stratégies de multi-recyclage des matières fissiles ont été élaborées. La production et le recyclage de l'233U exclusivement en RSM limitent l'économie annuelle d'Unat à 30% environ. Il a été mis en évidence que le besoin en plutonium des RSM producteurs d'233U est le facteur limitant. C'est pourquoi un dernier chapitre évalue comment la production d'233U au sein de REP, dès 2020, permet de favoriser la transition vers un cycle symbiotique REP/RSM en relâchant la contrainte sur les inventaires de plutonium. Cette stratégie laisse présager une économie annuelle de l'ordre de 65% d'Unat par rapport à la poursuite du mono-recyclage du MOX en REP.Within the framework of innovative neutronic conception of Pressurized Light Water Reactors (PWR) of 3rd generation, saving of natural resources is of paramount importance for sustainable nuclear energy production. This study consists in the one hand to design high Conversion Reactors exploiting mixed oxide fuels composed of thorium / uranium / plutonium, and in the other hand, to elaborate multirecycling strategies of both plutonium and 233U, in order to maximize natural resources economy. This study has two main objectives: first the design of High Conversion PWR (HCPWR) with mixed oxide fuels composed of thorium / uranium / plutonium, and secondly the setting up of multirecycling strategies of both plutonium and 233U, to better natural resources economy. The approach took place in four stages. Two ways of introducing thorium into PWR have been identified: the first is with low moderator to fuel volume ratios (MR) and ThPuO2 fuel, and the second is with standard or high MR and ThUO2 fuel. The first way led to the design of under-moderated HCPWR following the criteria of high 233U production and low plutonium consumption. This second step came up with two specific concepts, from which multirecycling strategies have been elaborated. The exclusive production and recycling of 233U inside HCPWR limits the annual economy of natural uranium to approximately 30%. It was brought to light that the strong need in plutonium in the HCPWR dedicated to 233U production is the limiting factor. That is why it was eventually proposed to study how the production of 233U within PWR (with standard MR), from 2020. It was shown that the anticipated production of 233U in dedicated PWR relaxes the constraint on plutonium inventories and favours the transition toward a symbiotic reactor fleet composed of both PWR and HCPWR loaded with thorium fuel. This strategy is more adapted and leads to an annual economy of natural uranium of about 65%.SAVOIE-SCD - Bib.électronique (730659901) / SudocGRENOBLE1/INP-Bib.électronique (384210012) / SudocGRENOBLE2/3-Bib.électronique (384219901) / SudocSudocFranceF

Physique des réacteurs à eau lourde ou légère en cycle thorium : étude par simulation des performances de conversion et de sûreté

Conversion performance of thorium-fueled CANDU and PWR reactors has been studied to evaluate their potential use as the third and last tier of symbiotic scenarios. For instance, plutonium extracted from the spent fuel of UOX PWRs could be used in Th/Pu CANDUs to produce uranium (mainly 233U), which could finally feed a high conversion water-cooled third reactor fleet component. This option could help to replace likely delayed Generation IV in the case of a strong increase of uranium-based energy production. In order to assess the competitiveness of such scenarios, detailed cycle data have been obtained by means of a core-equivalent simulation methodology developed for CANDU-6 and adapted to N4-type PWR. Breeding in Th/233U CANDU is achieved for a 1.30 wt% homogeneous enrichment and a short burnup of 7 GWd/t. Small increase of enrichment (to 1.35 wt%) considerably extends cycle length (to 14 GWd/t), at the cost of sub-breeding. Multirecycling induces conversion loss too, which can yet be compensated by fissile heterogeneity. In Th/233U PWR at standard power, the conversion is lower than in CANDU (with about half of initial fissile load after 50 GWd/t) but can be improved by sub-moderation. Neutronic comparative analysis shows that main part of the CANDU-PWR conversion gap comes from neutron-economical CANDU operation conditions. Scenarios have been compared as regards uranium savings and fuel back-end in both cases, and have confi rmed great interest in CANDU. Two research tracks have been identi ed and preliminarily explored : the safety assessment of thorium-fueled CANDUs by kinetics with thermal feedback, and the study of strongly sub-moderated cores in a standard PWR envelope.Le niveau de conversion des réacteurs CANDU et REP en cycle thorium a été étudié dans l'optique d'une utilisation en troisième et dernière strate de scénarios symbiotiques. Le plutonium du combustible REP usé serait par exemple utilisé en CANDU Th/Pu pour produire de l'233U, qui alimenterait ces réacteurs à eau et haute conversion. En cas d'augmentation importante de la production d'énergie à partir d'uranium, cette alternative basée sur des réacteurs existants pourrait suppléer une IVe génération trop tardive. Pour évaluer la compétitivité de tels scénarios, des calculs de cycles détaillés ont été effectués selon une méthodologie de simulation de coeur développée pour le CANDU-6 et adaptée au REP de type N4. Le CANDU Th/233U enrichi à 1.30 wt% est régénérateur, avec un burnup court de 7 GWj/t. Augmenter légèrement l'enrichissement allonge considérablement le cycle, au prix d'une sous-génération. Multirecycler conduit également à une perte de conversion, qui peut néanmoins être compensée par un chargement fissile hétérogène. La conversion à puissance standard est moins bonne en REP Th/233U qu'en CANDU (inventaire fissile réduit de moitié après 50 GWj/t) mais peut être améliorée par sous-modération. L'analyse neutronique montre que l'essentiel du gap de conversion entre CANDU et REP vient des conditions opératoires économes en neutrons du CANDU. Des scénarios ont été comparés du point de vue de l'économie d'uranium et de l'aval du cycle dans les deux cas, et ont confi rmé l'intérêt du CANDU. Deux pistes de recherche ont été identi fiées : l'évaluation de la sûreté des CANDUs au thorium par cinétique avec contre-réactions thermiques, et l'étude de coeurs fortement sous-modérés en cuve standard de REP

13. Eau lourde et énergie nucléaire de fission

Découvert en 1931 juste avant le neutron*, le deutérium (noté D ou 2H) est le premier isotope* lourd de l'hydrogène (1H), le second étant le tritium (T ou 3H). Dans l'eau naturelle, il est présent sous forme d'HDO surtout (une molécule pour 3 200 d'H2O environ). L'eau est dite lourde lorsqu'elle contient une proportion non négligeable d’oxyde de deutérium D2O. Un procédé d'échange H/D entre de l'eau H2O/HDO et un gaz H2S/HDS permet d'atteindre une teneur en D2O de 20 %. Cette dernière est, po..

Potentialités du concept de réacteur à sels fondus pour une production durable d'énergie nucléaire basee sur le cycle thorium en spectre épithermique

In the event of a significant nuclear contribution to world energy needs, the problem of present nuclear waste management throws the durability of the PWR fuel cycle back into question. Studies on storage and incineration of these waste should therefore go hand in hand with studies on innovative systems dedicated to a durable nuclear energy production, as sober, clean and safe as possible. We are here interested in the concept of molten salt reactor, whose fuel is liquid. This particularity allows an online pyrochemical reprocessing which gives the possibility to overcome some neutronic limits. In the late sixties, the MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) project of a graphite-moderated fluoride molten salt reactor proved thus that breeding is attainable with thorium in a thermal spectrum, provided that the online reprocessing is appropriate. By means of simulation tools developed around the Monte Carlo code MCNP, we first re-evaluate the performance of a reference system, which is inspired by the MSBR project. The complete study of the pre-equilibrium transient of this 2500 MWth reactor, started with 232Th/233U fuel, allows us to validate our reference choices. The obtained equilibrium shows an important reduction of inventories and induced radiotoxicities in comparison with the other possible fuel cycles. The online reprocessing is efficient enough to make the system breed, with a doubling time of about thirty years at equilibrium. From the reference system, we then test different options in terms of neutron economy, transmutation and control of reactivity. We find that the online reprocessing brings most of its exibility to this system, which is particularly well adapted to energy production with thorium. The study of transition scenarios to this fuel cycle quantifies the limits of a possible deployment from the present french park, and finally shows that a reasoned management of the available plutonium would be necessary in any case.Dans l'éventualité d'une contribution significative du nucléaire aux besoins énergétiques mondiaux, le problème de la gestion des déchets actuels remet en question la pérennité de la liere REP. En complément des recherches sur le stockage et l'incinération de ces déchets, il convient donc d'envisager des systemes innovants dédiés à une production d'énergie nucléaire durable, aussi sobre, propre et sûre que possible. Nous nous intéressons ici au concept de réacteur à sels fondus, dont le combustible est liquide. Cette particularité autorise un retraitement en ligne pyrochimique, qui peut permettre de s'affranchir de certaines limites neutroniques. Le projet MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) d'un réacteur à sels fluorures et à modérateur graphite a ainsi montré à la fin des années 1960 que la surgénération en cycle thorium et en spectre thermique est accessible avec un retraitement en ligne approprié. A l'aide d'outils de simulation développés autour du code Monte Carlo MCNP, nous réévaluons dans un premier temps les performances d'un système de référence inspiré du projet MSBR. L'étude complète de la phase de mise à l'équilibre de ce réacteur d'une puissance de 2500 MWth, démarré en 232Th/233U, nous permet de valider nos choix de référence. L'équilibre obtenu montre une réduction importante des inventaires et des radiotoxicités induites par rapport aux autres cycles possibles. Le retraitement en ligne associé est suffisamment efficace pour rendre le systeme surgénérateur, avec un temps de doublement d'une trentaine d'années à l'équilibre. A partir du système de référence, nous testons ensuite différentes options en termes d'économie de neutrons, de transmutation et de contrôle de la réactivité. Il en ressort que c'est le retraitement en ligne qui apporte le plus de flexibilité à ce système particulièrement bien adapté à la production d'énergie en cycle thorium. L'étude de scenarios de transition à cette filière quantifie les limites d'un éventuel déploiement à partir du parc français actuel, et montre enfin qu'une gestion raisonnée du plutonium disponible serait nécessaire dans tous les cas

Potentialités du concept de réacteur à sels fondus pour une production durable d'énergie nucléaire basée sur le cycle thorium en spectre épithermique

GRENOBLE1-BU Sciences (384212103) / SudocSTRASBOURG-Bib.Central Recherche (674822133) / SudocSudocFranceF

Bold application of sNDM to REA in a SSCR core with azimuthal mesh

Previously applied to REA (Rod Ejection Accident) in several PWR-like cores, the minimalistic Nodal Drift Method (NDM) has recently been generalized to sNDM (super NDM). Both developed and validated on a heat-up transient of the KRUSTY experiment made of a few homogeneous parts, sNDM basically feeds the one-group diffusion approximation with so-called corrective Surface Factors (SF) for internodal currents from MCNP F1 tallies. In order to specify its practical usefulness for exploratory design studies, sNDM at its turn is put to the demanding test of REA in a PWR-like core. The chosen test case is a 600 MWth D2O/H2O-cooled thorium-fueled Spectral Shift Control Reactor (SSCR) core retrieved from previous studies, whose main results on conversion (by our MC-based tool SMURE) and safety (by NDM) are first summed up. Enhanced MCNP core models at HFP, CZP and HZP (respectively Hot Full, Cold Zero and Hot Zero Power) are detailed that have been specially adapted to a 2D radial-azimuthal mesh of few large nodes towards an even simpler REA calculation by sNDM. Other settings, necessary at BOT (Beginning Of Transient from HZP), include fuel and coolant thermal feedbacks as well as the global conductance of a lumped thermal model. Last but not least, the special cases of a few SF found variable between BOT and EOL (End Of Launch at t = 0.05 s) are addressed by an iterative transient calculation based on their linear interpolation. This method is proven effective at the cost of accepting an irreducible discrepancy for the radial exchange rate of the ejected node, provided that a proper so-called global way of computing all SF is used. Finally, main transient results are given until EOT equilibrium (End Of Transient at t = 300 s), with various sanity checks (including a partial safety one)

Study of D2O/H2O-cooled thorium-fueled PWR-like SMR cores using the KNACK toolbox: conversion and safety assessment

International audienceBased on SMURE (Serpent2/MCNP Utility) and NDM (Nodal Drift Method for time-dependent diffusion), a full set of academic methods named KNACK (Knack of Nodal Approach to Core Kinetics) has been used for the design of 600 MWth D2O/H2O-cooled thorium-fueled SMR (Small Modular Reactor) cores. Three types of lattice, with 17x17, 19x19 or 21x21 PWR-like FAs (Fuel Assemblies), have been considered. After initial fissile zoning for power flattening, full core burnup calculations with D2O/H2O Spectral Shift Control have been performed at HFP (Hot Full Power) for the comparison of conversion performance. Temperature dependences of diffusion data have been implemented within a thermal lumped model for safety. A simple criterion, on coolant temperatures only, has finally been used for the comparative analysis of Rod Ejection Accidents (REA) from HZP (Hot Zero Power)

Study of D2O/H2O-cooled thorium-fueled PWR-like SMR cores using the KNACK toolbox: conversion and safety assessment

International audienceBased on SMURE (Serpent2/MCNP Utility) and NDM (Nodal Drift Method for time-dependent diffusion), a full set of academic methods named KNACK (Knack of Nodal Approach to Core Kinetics) has been used for the design of 600 MWth D2O/H2O-cooled thorium-fueled SMR (Small Modular Reactor) cores. Three types of lattice, with 17x17, 19x19 or 21x21 PWR-like FAs (Fuel Assemblies), have been considered. After initial fissile zoning for power flattening, full core burnup calculations with D2O/H2O Spectral Shift Control have been performed at HFP (Hot Full Power) for the comparison of conversion performance. Temperature dependences of diffusion data have been implemented within a thermal lumped model for safety. A simple criterion, on coolant temperatures only, has finally been used for the comparative analysis of Rod Ejection Accidents (REA) from HZP (Hot Zero Power)

The influence of some rare earth elements as neutron absorbers on the inception of Oklo natural nuclear reactors

International audienceAbstract A totally reflected core model was built to estimate the infinite multiplication factor ${{k}}_{{\infty}}$ as a parametric function using MCNP code. Thus, it was possible to evaluate the influence of a specific physical parameter on the criticality occurrence of the Oklo phenomenon, namely initial Poisons (IP: Gd, Sm and Nd). In fact, these rare earth elements, prior to criticality occurrence in Oklo reaction zones (RZs), are considered as a key parameter in the present study. Thus, it was possible to construct isocritical lines, ${{k}}_{{\infty}}\left({{V}}_{{UO}{2}},{{\varPhi}}_{{C}}\ \right)\cong{1}$, over a significant range of Uraninite volume fraction: ${{V}}_{{UO}{2}}\left[\%\right]{\in}\left[{0};{40}\right]$. The corresponding critical porosity ${{\varPhi}}_{{C}}$ is obtained for a given value of ${{V}}_{{UO}{2}}$ by Python-driven MCNP5 calculations. By including realistic measurements of IP for different RZs, it was possible to distinguish the corresponding inception circumstances for the natural RZs considered here.</jats:p