Innovative simulation tools for lead fast reactor subchannel analysis

In the framework of IV Generation Nuclear Reactors R&D, promoted by European Commission in the last two decades, Pb-cooled fast reactors have been gaining importance for their enhanced passive safety, economics and environmental sustainability and non-proliferation and radiation protection features. In particular, the core design of the Advanced Lead-cooled Fast Reactor European Demonstrator (ALFRED) is the business on which this work is based: it consists of a 300 MWth, MOX-fuel, pool-type reactor, funded in the last 7th EU Framework Program. This kind of system leads to the analysis of the complexity of its multi-physics nature: in fact, neutronics (NE), thermal-Hydraulics (TH) and thermo-mechanics (TM) are strictly interlinked. This thesis focuses on the relation between NE and TH modules: while temperature field in both solid and fluid regions is influenced by the fission power, generated by neutronic flux, variations in temperature evaluate the response of the reactor to the heat source. Taking advantage of a previous study for the single ALFRED fuel assembly (FA) meso-scale simulation, a micro scale fuel rod numerical analysis is performed in this one, in order to assess a validated method for the resolution of an LFR core in steady state regime. In order to perform the so-called TH benchmark, a coupling procedure is proposed. Firstly, a preliminary CFD analysis in a simplified annular geometry pattern is performed in both laminar and turbulent flow, using a uniform heat source with the open-source OpenFOAM toolbox, both validated by analytic and semi empirical solutions, respectively, and comparing turbulence models in the last case, too. Then, the same procedure in turbulence modelling is done for a rod immersed in a more actual geometry, i.e. the hexagonal lattice, reduced at its minimum domain. From the last analysis, the coupling procedure follows: a realistic non-uniform heat source is retrieved from FRENETIC – a code developed in Politecnico di Torino – TH module and used in both codes to perform benchmark simulations between them. Finally, a NE-TH coupling procedure is proposed at fuel rod micro-scale thanks to Monte Carlo Serpent simulations, which compute neutron flux in a modified hexagonal geometry.

Nell’ambito della Ricerca e Sviluppo dei reattori nucleari di IV generazione, promossi dalla Commissione Europea negli ultimi due decenni, i reattori raffreddati a piombo stanno guadagnando importanza per la loro sicurezza intrinseca, la sostenibilità ambientale ed economica e le caratteristiche di non-proliferazione e protezione dalle radiazioni. In particolare, il progetto del Nocciolo del reattore dimostrativo avanzato e raffreddato a piombo (ALFRED nell’acronimo inglese) è l’oggetto di questa tesi: si tratta di un reattore da 300 MW termici, con combustibile MOX, core a piscina, finanziato durante il settimo Programma Quadro dell’Unione Europea. Questo tipo di sistema comporta l’analisi della sua natura multi-fisica: infatti, neutronica (NE), termo-idraulica (TI) e termo-meccanica (TM) sono strettamente collegate tra loro. Questa tesi si focalizza sulla relazione tra moduli TI e NE: mentre il campo di temperatura è influenzato dalla potenza di fissione, generata dal flusso neutronico, le variazioni di temperatura valutano la risposta del reattore sulla sorgente termica. Sfruttando un precedente studio sulla simulazione della singola assembly di barre di ALFRED, in questo viene eseguita un’analisi alla micro -scala sulla singola barra di combustibile, al fine di validare un metodo per la risoluzione del core di un reattore al piombo in stato stazionario. Per produrre il cosiddetto benchmark termo-idraulico, è proposta una procedura di accoppiamento di codici: per prima cosa, viene fatta un’analisi preliminare CFD su una geometria anulare semplificata sia in regime laminare che turbolento, usando una sorgente di calore uniforme col programma open-source OpenFOAM, validandoli rispettivamente con soluzioni analitiche e semi empiriche e confrontando modelli di turbolenza, nel secondo caso. In seguito, la stessa procedura viene fatta in regime turbolento per una barra immersa in una geometria più realistica, cioè un reticolo esagonale, ridotto al suo minimo dominio. Segue l’accoppiamento di codici: una potenza non-uniforme viene ricavata dal modulo TI di FRENETIC – codice sviluppato presso il Politecnico di Torino – e usata in entrambi i casi per eseguire le simulazioni di benchmark tra i due. Infine, L’accoppiamento NE-TI è proposto per la micro-scala grazie a simulazioni Serpent di tipo Monte Carlo, che calcola il flusso neutronico in una geometria esagonale modificata.