Application of the TRANSURANUS code to assess the MYRRHA fuel pin performance

The fuel matrix and the cladding of a fuel pin under irradiation in a nuclear reactor core act as the first barriers against the release of fission products into the coolant environment. Assuring a proper margin to fuel melting and the cladding integrity under both normal and off-normal conditions is of primary importance in the fuel pin design-by-analysis. To deal with the mutual interaction of properties and phenomena governing the integral pin behaviour, the nuclear community relies on dedicated fuel performance codes, which are continuously under extension and validation against the irradiation conditions envisaged by the new generation of fast reactors (Gen IV). Europe is at the forefront to address the needs related to Gen IV fast reactor technologies, as proven by the launch of the European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII) focused on design improvement and safety studies for Gen IV concepts. In this framework, the Belgian nuclear research centre (SCK•CEN) is designing a multipurpose irradiation facility, called MYRRHA, an accelerator driven system which will also play the role of European demonstrator of the lead-cooled and LBE (Lead-Bismuth Eutectic)-cooled fast reactor technology. In this thesis work, nested in the INSPYRE H2020 Project, the TRANSURANUS fuel performance code has been employed to assess the MYRRHA fuel performance in base irradiation conditions and in the occurrence of an overpower transient scenario, during which the pin safety must be guaranteed fulfilling the design limits. An extensive sensitivity analysis on the models which mostly impact the reference simulations results has been performed, in order to conservatively assess any predicted pin failure as well as to investigate the impact of the models developed in the framework of the INSPYRE Project. The main outcome of the analyses performed in this work is that the MYRRHA fuel pin performs below the design limits in both normal operation conditions and in the simulated transient scenarios, considering the adequate safety margins satisfied also employing the worst combination of behavioural models as input.

Le pastiglie di combustibile nucleare e la guaina di una barretta sotto irraggiamento nel nocciolo di un reattore nucleare costituiscono le prime barriere contro il rilascio di prodotti di fissione nel fluido termovettore. È fondamentale assicurare un adeguato margine a fusione del combustibile e l’integrità della guaina, sia in condizioni di irraggiamento nominali che transitorie e incidentali. Poiché i fenomeni e le proprietà che governano il comportamento integrale della barretta di combustibile sono mutuamente interagenti, la comunità nucleare si affida a codici di calcolo dedicati per la sua simulazione, codici che sono continuamente in fase di estensione e validazione rispetto alle condizioni di irraggiamento previste dai reattori veloci di nuova generazione (quarta generazione). L’Europa è in prima linea nella ricerca tecnologica necessaria per lo sviluppo dei reattori veloci di quarta generazione, come dimostrato dal lancio dell’iniziativa ESNII volta al miglioramento dei progetti e allo studio della sicurezza di questi nuovi prototipi. In questo contesto, il centro belga per la ricerca nucleare (SCK•CEN) sta sviluppando un impianto nucleare di nuova concezione, chiamato MYRRHA, che farà da apripista per lo sviluppo della tecnologia dei reattori raffreddati con il piombo liquido o con eutettico piombo-bismuto. In questo lavoro di tesi, che si colloca nel contesto del progetto europeo INSPYRE, il codice TRANSURANUS è stato utilizzato per valutare il comportamento del combustibile di MYRRHA in condizioni di irraggiamento nominali e nell’eventualità che si verifichi un particolare transitorio di sovra-potenza. È stata svolta un’estesa analisi di sensitività sui modelli che più impattano sui risultati delle simulazioni, al fine di valutare la capacità della barretta di operare in modo sicuro negli scenari considerati, anche tenendo conto delle incertezze associate ai modelli utilizzati. L’analisi ha coinvolto anche i nuovi modelli sviluppati nell’ambito del progetto INSPYRE per valutarne l’impatto. Sulla base di risultati delle analisi svolte in questo lavoro di tesi si è concluso che la barretta di combustibile di MYRRHA rispetta i limiti di sicurezza sia in condizioni di irraggiamento nominali che negli scenari transitori considerati, anche utilizzando la combinazione di modelli e correlazioni peggiore in termini di conformità dei risultati con i limiti di sicurezza.