Performance analysis of innovative fuels for fast reactors

In the field of research on the transmutation of Minor Actinides (MA) and the recycling of plutonium in Generation IV fast reactors, the design and optimization process relies on irradiation experiments on advanced fuels and on the development and assessment of fuel performance codes able to predict the fuel behaviour and safety under irradiation. Hence, there is the need to specifically model and simulate past irradiation experiments, towards the integral code validation and the identification of potential further advancements of code capabilities. The objective of this thesis is to interpret, using the performance code TRANSURANUS coupled with the physics-based module SCIANTIX for inert gas behaviour, three irradiation experiments of innovative fuel: two Am-bearing mixed-oxide fuels (SPHERE, MARINE) and one U-Pu fuel with high Pu content (CAPRIX), each having a specific role towards actinide transmutation and Spent Nuclear Fuel (SNF) recycling. The use of the meso-scale code SCIANTIX allows for a coherent and appropriate evaluation of fission gas and helium behaviour under specific irradiation and storage conditions, both in terms of dynamics and integral values at the end of irradiation; properly modelling the helium production and release is particularly important considering Am-bearing and Pu-rich fuels, due to relevant actinide alfa-decays. The simulation results are validated against available data, from neutronic calculations or post-irradiation examinations, on the three irradiation experiments considered, providing a first integral validation of the TRANSURANUS//SCIANTIX coupled suite against innovative fuels for fast reactors and opening future modelling development paths.

Nell’ambito della ricerca sulla trasmutazione degli attinidi minori e sul riciclo del plutonio nei reattori veloci di quarta generazione, il processo di progettazione e ottimizzazione si basa su esperimenti di irraggiamento di combustibili avanzati e sullo sviluppo e valutazione di codici di prestazione del combustibile in grado di prevedere comportamento e sicurezza del combustibile sotto irraggiamento. Vi è quindi la necessità di modellare e simulare in modo specifico gli esperimenti di irraggiamento eseguiti nel passato, a supporto della validazione integrale dei codici e per identificare ulteriori potenziali avanzamenti delle capacità del codice. L'obiettivo di questa tesi è l’interpretazione, utilizzando il codice di prestazione del combustibile TRANSURANUS accoppiato con il modulo SCIANTIX per il comportamento su base fisica dei gas inerti, tre esperimenti di irraggiamento di combustibili innovativi: due combustibili a ossidi misti contenenti Am (SPHERE, MARINE) e un combustibile U-Pu ad alto contenuto di Pu (CAPRIX), ciascuno con un ruolo specifico nell’ambito del riciclo e trasmutazione degli attinidi da combustibile nucleare esausto. L'uso del codice meso-scala SCIANTIX consente una valutazione coerente e appropriata del comportamento dei gas di fissione e dell'elio in specifiche condizioni di irraggiamento e stoccaggio, sia in termini di dinamica che di valori integrali a fine vita del combustibile; modellare adeguatamente la produzione e il rilascio di elio è particolarmente importante considerando i combustibili ricchi di Am e Pu, a causa dei rilevanti decadimenti α degli attinidi. I risultati di simulazione sono validati contro dati, provenienti da calcoli neutronici o misure post-irraggiamento, disponibili sui tre esperimenti di irraggiamento considerati, fornendo una prima validazione integrale dell’ambiente di calcolo TRANSURANUS//SCIANTIX contro combustibili innovativi per reattori veloci e aprendo future vie di sviluppo modellistico.