Improvement of continuous reprocessing and fuel composition adjustment capabilities in SERPENT-2 for molten salt reactors

Molten Salt Reactors are nuclear power systems conceived to be working with a circulating salt-mixture, acting simultaneously as fuel and as coolant, providing safety and sustainability enhancements, other then improvements in the fuel cycle closure. The presence of a circulating fuel features not only the possibility of a continuous Fission Products (FPs) removal, but implies also the chance to perform tailored intervention of the fuel isotopic composition, adjusting the mixture as needed. These peculiarities prevents the adoption of commonly available simulation tools, which are designed for solid-fuelled reactors and lack in general the possibility to account for mass exchange processes within burn-up calculations. To overcome these limitations, a Serpent-2 extension is presented to couple depletion calculations and material transfer, thus featuring the capability to simulate FPs removal and continuous composition adjustments for both reactivity and eutectic control in MSR. The reactivity control is implemented with a new strategy allowing the independence from the chosen fuel treatment and a limited impact on both the system mass and the eutectic proportions. The new implemented functionalities are verified and proven to work correctly, while the new reactivity control strategy is compared to an alternative one from previous studies, proving the superior performances of the new proposal. Additionally, given the important impact of isotopic changes in the fuel composition on the system behaviour, a specific sensitivity analysis is performed. In particular, the evaluation of sensitivity responses of the main kinetic parameters is exploited to further verify the new reactivity control strategy. Sensitivity coefficients are used to build an analytical tool for control strategy comparison, by which the excellent features of the new proposal are confirmed once. Also, density and temperature feedbacks are investigated to understand the reactivity swings arising during dynamic transients. Finally, an additional assessment of the tool capabilities is performed through a dedicated benchmark in the framework of the European SAMOSAFER project. The benchmark represents a common effort among the partners (PoliMi, CNRS and PSI) to both verify each burn-up code functionalities and accurately quantify the radioactive source term. The capability of each code to reproduce the same results is confirmed for calculations with material exchange processes, thus constituting a solid starting point for following studies and analyses on MSR material evolution.

I reattori nucleari a sali fusi sono sistemi concepiti per lavorare con un combustibile circolante che agisce allo stesso tempo anche come liquido di raffreddamento, offrendo così importanti vantaggi dal punto di vista di sicurezza, sostenibilità, e chiusura del ciclo del combustibile. La presenza di un combustibile liquido infatti permette non solo la rimozione di prodotti di fissione in modo continuo, ma, ancor più importante, implica la possibilità di regolare la composizione isotopica del sale a seconda del bisogno. Queste caratteristiche impediscono l'utilizzo di codici di simulazione convenzionali che, essendo in generale progettati per reattori a combustibile solido, mancano solitamente della capacità di accoppiare processi di scambio di massa e calcoli di bruciamento. Al fine di superare tali limitazioni, il presente lavoro propone un'estensione per Serpent-2 che tenga conto, nei calcoli di burn-up, della rimozione di prodotti di fissione e della regolazione di composizione del sale per il controllo sia del punto eutettico che di reattività. Quest'ultimo è implementato secondo un nuovo approccio, tale da rendere il sistema di controllo indipendente rispetto al trattamento del combustibile e meno impattante sia sulla massa totale del sistema che sull'eutettico. Il corretto funzionamento delle componenti implementate è poi verificato attraverso simulazioni numeriche che dimostrano, inoltre, la superiorità di prestazioni del nuovo metodo di controllo di reattività rispetto ad una strategia alternativa proposta in studi precedenti. Considerando invece l'impatto che la modifica della composizione del sale ha sul comportamento del sistema, una mirata analisi di sensitività è eseguita. In particolare, il calcolo dei coefficienti di sensitività dei parametri cinetici è sfruttato per verificare ulteriormente la nuova strategia di controllo di reattività. Per mezzo di questi coefficienti infatti, si costruisce uno strumento analitico per il confronto delle strategie di controllo che conferma le eccellenti prestazioni del nuovo approccio. Inoltre, i coefficienti di retroazione di densità e temperatura sono calcolati nell'intento di valutare le oscillazioni di reattività che insorgono durante transitori dinamici. Infine, una verifica aggiuntiva delle capacità del codice è svolta nell'ambito del progetto Europeo SAMOSAFER per mezzo di un benchmark dedicato, che rappresenta uno sforzo comune tra i partners (PoliMi, CNRS and PSI) nel testare le funzionalità dei singoli codici di bruciamento, per un'accurata quantificazione del termine di sorgente radioattiva. La capacità di riprodurre gli stessi risultati è dunque confermata anche per calcoli che coinvolgono processi di scambio di massa, costituendo così un solido punto di partenza per successive analisi di evoluzione dei materiali per gli MSRs.