Analysis of critical mechanical issues of the preliminar containment for the molten salt reactor

Molten salt reactors (MSR) have been selected as a new concept for liquid-fueled reactors. This is due to the ability of liquid salts, such as fluoride or chloride, to act simultaneously as both fuel and coolant. In contrast to conventional nuclear reactors, MSRs possess inherent safety properties, resistance to proliferation and lead to a consistent reduction of nuclear waste production. The extreme temperatures within the core and the corrosive nature of molten salts necessitate the implementation of novel materials that withstand such conditions. In this regard, a new material has been proposed and the Abaqus code was determined to be an appropriate tool to explore its response to the extreme temperature conditions of the reactor core. This thesis presents the preliminary thermo-mechanical analysis of reactor confinement within the SAMOSAFER project of Horizon 2020. In the first chapter the study focuses on the description of the nuclear reactor core model that will be simulated. Initially, the discussion covers the geometry, concentrating solely on the reactor core walls. This focus is necessitated by the presence of intrinsic high temperatures and gradients along the thickness. Two geometries have been considered: a simplified cylindrical geometry analysed with the purpose of selecting the best design conditions of the confinement, and the real geometry of the confinement, to estimate reliable temperature and stress fields for the subsequent verification of the thermal creep, the most threatening phenomenon for the confinement itself. Then, the material is defined, highlighting its properties and deriving models for creep and swelling behaviours. Hastelloy N has been selected and a consistent library of data is implemented for the simulation. Finally, the study proceeds by defining design conditions, both thermal and mechanical, along with the simulation steps using the Abaqus tool. In following chapter, the study proceeds with the simulation of the core wall behaviour under the various design conditions of the reactor. Initially, a fundamental cylinder is simulated and analysed, followed by a more realistic curved cylinder model, repeating the process. In the last chapter, a preliminary verification of the creep behaviour throughout the operational lifespan of the reactor is addressed. Finally, the main results are summarised in the conclusion, together with a discussion on further future developments.

I reattori a sali fusi (MSR) sono stati scelti come nuovo concetto di reattori a combustibile liquido. Ciò è dovuto alla capacità dei sali liquidi, come il fluoruro o il cloruro, di agire contemporaneamente come combustibile e refrigerante. A differenza dei reattori nucleari convenzionali, gli MSR possiedono proprietà intrinseche di sicurezza, resistenza alla proliferazione e portano a una consistente riduzione della produzione di scorie nucleari. Le temperature estreme all'interno del nocciolo e la natura corrosiva dei sali fusi rendono necessaria l'implementazione di nuovi materiali che resistano a tali condizioni. A questo proposito, è stato proposto un nuovo materiale e il codice Abaqus si è rivelato uno strumento appropriato per esplorarne la risposta alle condizioni di temperatura estrema del nocciolo del reattore. Questa tesi presenta l'analisi termomeccanica preliminare del confinamento del reattore nell'ambito del progetto SAMOSAFER di Horizon 2020. Nel primo capitolo lo studio si concentra sulla descrizione del modello del nocciolo del reattore nucleare che verrà simulato. Inizialmente, la discussione affronta la geometria, concentrandosi esclusivamente sulle pareti del nocciolo del reattore. Questo focus è reso necessario dalla presenza di alte temperature e gradienti lungo lo spessore. Sono state considerate due geometrie: una cilindrica semplificata, analizzata allo scopo di selezionare le migliori condizioni di progetto del confinamento, e una geometria più realistica, per stimare campi di temperatura e sollecitazione affidabili per la successiva verifica del creep termico, il fenomeno più minaccioso per il confinamento stesso. Viene poi definito il materiale, evidenziandone le proprietà e ricavando i modelli per i comportamenti di creep e swelling. È stato scelto l'Hastelloy N ed è stata implementata una libreria coerente di dati per la simulazione. Infine, lo studio procede con la definizione delle condizioni di progetto, sia termiche che meccaniche, e con le fasi di simulazione utilizzando lo strumento Abaqus. Nel capitolo successivo, lo studio procede con la simulazione del comportamento delle pareti del nocciolo nelle varie condizioni di design del reattore. Inizialmente viene simulato e analizzato il cilindro semplice, seguito poi dal modello di cilindro più realistico, ripetendo il processo. Nell'ultimo capitolo, viene affrontata una verifica preliminare del comportamento allo scorrimento durante la vita operativa del reattore. Infine, i risultati principali sono riepilogati nella conclusione, insieme a una discussione sugli ulteriori sviluppi futuri.