This thesis deals with the development and assessment of simulation tools for studying the dynamics of circulating-fuel nuclear reactor plants, represented by Molten Salt Reactors (MSRs). New and reliable tools are required by the particular nature of MSRs, in which a single fluid acts both as fuel and coolant. This double role leads to a complex and highly coupled physical environment that makes this reactor concept unique, also for analysis and simulation. Previous studies dedicated to MSR simulation were mainly addressed to the investigation of reactor core characteristics and were mostly based on Multi-Physics (MP) tools for simulation. While this allowed us to push forward the knowledge on the behaviour of this kind of reactors, some important areas were neglected or only partially investigated. This work is devoted to bridge the gap in the modelling options for the whole plant, and to control-oriented modelling as well. Two approaches are proposed, first by extending a state-of-the-art system code, and then by developing a more advanced, "hybrid" approach partly based on advanced MP modelling, pursuing an evolution of the traditional technique with innovative methods. In particular, the US NRC system code TRACE has been extended to MSRs, providing it with capabilities to simulate MSR materials, the behaviour of delayed neutron precursors and decay heat generation in circulating nuclear fuel. Then, a new tool based on the Geometric Multi-Scale (GMS) approach has been developed, aimed at the integration of traditional control-oriented models and/or system codes with MP-based components. The GMS approach consists in modelling different components of a system with different level of detail, according to their geometric dimension, or their relevance for the whole system dynamics, or the presence of peculiar physical phenomena. Modelling activities have been focused on two MSR designs: the Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) and the Molten Salt Fast Reactor (MSFR). In this way, both thermal (graphite-moderated), and fast-spectrum options have been considered. The MSRE plant, built at Oak Ridge National Laboratory (ORNL) in the 1965, is fully characterized and experimental data from reactor operation are available. The MSFR is under development in the frame of series of EURATOM Projects (e.g., see http://samofar.eu/). Comparison with experimental data has shown satisfactory predicting capabilities of the developed simulation tools both in the time and frequency domain. Furthermore, it has been possible to investigate the pros and cons of using innovative or traditional approaches.

La presente tesi riguarda lo sviluppo e la verifica di strumenti di simulazione per lo studio della dinamica di reattori nucleari a combustibile circolante, rappresentati dai reattori a sali fusi (MSR). La particolare natura dei MSR, caratterizzata da un singolo materiale che agisce contemporaneamente da combustibile e fluido termovettore, richiede simulatori nuovi e affidabili. Il ruolo duale del fluido comporta un ambiente complesso e di forte accoppiamento fisico, che rende unica questa categoria di reattore, anche nel campo dell'analisi e della simulazione. Le precedenti ricerche dedicate alla simulazione dei MSR sono state orientate allo studio del nocciolo del reattore e principalmente basate su strumenti di tipo Multifisico (MP). In questo, pur ampliando la conoscenza del comportamento di questo tipo di reattore, alcuni aspetti sono stati trascurati o solo parzialmente considerati. Questo lavoro è dedicato allo sviluppo di strumenti di simulazione per l'intero impianto e la modellistica orientata al controllo. Si propongono due metodi: il primo basato sull'estensione di un codice di sistema e il secondo sullo sviluppo di un metodo innovativo, "ibrido", in parte basato su modellistica MP avanzata, procedendo all'evoluzione della tecnica tradizionale con l'integrazione di tecniche innovative. In particolare, estendendo il codice di sistema TRACE, dell'US NRC, all'analisi dei MSR, introducendovi: materiali utilizzati nei MSR, comportamento dei DNP, calore di decadimento in combustibile nucleare circolante. In seguito, sviluppando un nuovo strumento, basato sul metodo multiscala-geometrico (GMS), con lo scopo di integrare tradizionali modelli orientati al controllo e/o di codice di sistema con componenti basati sulla modellistica MP. L'approccio GMS consiste nella modellazione a diverso grado di dettaglio dei diversi componenti di un impianto, in accordo con le loro caratteristiche geometriche principali, la rilevanza nel modello complessivo, la presenza di particolari fenomeni fisici di interesse. Le attività modellistiche sono state dedicate a due diversi MSR: il Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) e il Molten Salt Fast Reactor (MSFR). In questo modo sono state considerate entrambe le opzioni: a spettro termico (moderazione a grafie) e veloce. Dell'impianto del MSRE, costruito al Oak Ridge National Laboratory (ORNL) nel 1965, sono note le caratteristiche nel dettaglio, e disponibili i dati sperimentali. Il MSFR è sviluppando in una serie di Progetti EURATOM (es., http://samofar.eu/). Il confronto con i dati sperimentali ha mostrato buone capacità predittive degli strumenti sviluppati, sia nel dominio del tempo che della frequenza. Inoltre, i vantaggi e gli svantaggi di metodi innovativi o tradizionali sono stati studiati.

Development of new tools for the analysis and simulation of circulating-fuel reactor power plants

ZANETTI, MATTEO

Abstract

This thesis deals with the development and assessment of simulation tools for studying the dynamics of circulating-fuel nuclear reactor plants, represented by Molten Salt Reactors (MSRs). New and reliable tools are required by the particular nature of MSRs, in which a single fluid acts both as fuel and coolant. This double role leads to a complex and highly coupled physical environment that makes this reactor concept unique, also for analysis and simulation. Previous studies dedicated to MSR simulation were mainly addressed to the investigation of reactor core characteristics and were mostly based on Multi-Physics (MP) tools for simulation. While this allowed us to push forward the knowledge on the behaviour of this kind of reactors, some important areas were neglected or only partially investigated. This work is devoted to bridge the gap in the modelling options for the whole plant, and to control-oriented modelling as well. Two approaches are proposed, first by extending a state-of-the-art system code, and then by developing a more advanced, "hybrid" approach partly based on advanced MP modelling, pursuing an evolution of the traditional technique with innovative methods. In particular, the US NRC system code TRACE has been extended to MSRs, providing it with capabilities to simulate MSR materials, the behaviour of delayed neutron precursors and decay heat generation in circulating nuclear fuel. Then, a new tool based on the Geometric Multi-Scale (GMS) approach has been developed, aimed at the integration of traditional control-oriented models and/or system codes with MP-based components. The GMS approach consists in modelling different components of a system with different level of detail, according to their geometric dimension, or their relevance for the whole system dynamics, or the presence of peculiar physical phenomena. Modelling activities have been focused on two MSR designs: the Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) and the Molten Salt Fast Reactor (MSFR). In this way, both thermal (graphite-moderated), and fast-spectrum options have been considered. The MSRE plant, built at Oak Ridge National Laboratory (ORNL) in the 1965, is fully characterized and experimental data from reactor operation are available. The MSFR is under development in the frame of series of EURATOM Projects (e.g., see http://samofar.eu/). Comparison with experimental data has shown satisfactory predicting capabilities of the developed simulation tools both in the time and frequency domain. Furthermore, it has been possible to investigate the pros and cons of using innovative or traditional approaches.
BOTTANI, CARLO ENRICO
LUZZI, LELIO
11-mar-2016
La presente tesi riguarda lo sviluppo e la verifica di strumenti di simulazione per lo studio della dinamica di reattori nucleari a combustibile circolante, rappresentati dai reattori a sali fusi (MSR). La particolare natura dei MSR, caratterizzata da un singolo materiale che agisce contemporaneamente da combustibile e fluido termovettore, richiede simulatori nuovi e affidabili. Il ruolo duale del fluido comporta un ambiente complesso e di forte accoppiamento fisico, che rende unica questa categoria di reattore, anche nel campo dell'analisi e della simulazione. Le precedenti ricerche dedicate alla simulazione dei MSR sono state orientate allo studio del nocciolo del reattore e principalmente basate su strumenti di tipo Multifisico (MP). In questo, pur ampliando la conoscenza del comportamento di questo tipo di reattore, alcuni aspetti sono stati trascurati o solo parzialmente considerati. Questo lavoro è dedicato allo sviluppo di strumenti di simulazione per l'intero impianto e la modellistica orientata al controllo. Si propongono due metodi: il primo basato sull'estensione di un codice di sistema e il secondo sullo sviluppo di un metodo innovativo, "ibrido", in parte basato su modellistica MP avanzata, procedendo all'evoluzione della tecnica tradizionale con l'integrazione di tecniche innovative. In particolare, estendendo il codice di sistema TRACE, dell'US NRC, all'analisi dei MSR, introducendovi: materiali utilizzati nei MSR, comportamento dei DNP, calore di decadimento in combustibile nucleare circolante. In seguito, sviluppando un nuovo strumento, basato sul metodo multiscala-geometrico (GMS), con lo scopo di integrare tradizionali modelli orientati al controllo e/o di codice di sistema con componenti basati sulla modellistica MP. L'approccio GMS consiste nella modellazione a diverso grado di dettaglio dei diversi componenti di un impianto, in accordo con le loro caratteristiche geometriche principali, la rilevanza nel modello complessivo, la presenza di particolari fenomeni fisici di interesse. Le attività modellistiche sono state dedicate a due diversi MSR: il Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) e il Molten Salt Fast Reactor (MSFR). In questo modo sono state considerate entrambe le opzioni: a spettro termico (moderazione a grafie) e veloce. Dell'impianto del MSRE, costruito al Oak Ridge National Laboratory (ORNL) nel 1965, sono note le caratteristiche nel dettaglio, e disponibili i dati sperimentali. Il MSFR è sviluppando in una serie di Progetti EURATOM (es., http://samofar.eu/). Il confronto con i dati sperimentali ha mostrato buone capacità predittive degli strumenti sviluppati, sia nel dominio del tempo che della frequenza. Inoltre, i vantaggi e gli svantaggi di metodi innovativi o tradizionali sono stati studiati.
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