Multiphysics study of Sodium Cooled Fast Reactor FFTF

Future Generation IV reactors are expected to solve many problems currently limiting public acceptance of earlier commercial nuclear power plants. Amongst the proposed designs, the sodium-cooled fast reactor (SFR) is the most mature, and has been broadly studied at CEA, the French Atomic Energy and Alternative Energy Commission. One of the most dangerous postulated accidental scenarios in a SFR is the Loss Of Flow WithOut Scram (LOFWOS). To help understand how to limit its consequences, several experiments were carried out in the 1980s on the fast research reactor Fast Flux Test Facility (FFTF), in the USA. ACRPbased on one of these tests (LOFWOS Test #13) has been proposed by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to assess and improve the simulation capabilities of member states, and CEA is among the participating organizations. The scope of this work is to couple neutronics and thermal-hydraulics for the simulation of FFTF LOFWOS Test #13 in the framework of the IAEA benchmark. Firstly, the neutronic problem will be addressed, starting from the physical models and numerical methods, then pursuing to their application to FFTF, that will feature a two-step approach. The cross-sections libraries generation will be carried out with deterministic code APOLLO3. Secondly, the thermal-hydraulics problem will be solely discussed, as the implemented model for FFTF has not been improved during the internship. Hence only the principles, the set of equations solved and the main modeling assumptions will be presented. The coupling methodology will then be presented, focusing on the coupling platform and on the explanation of the coupling algorithm workflow. Subsequently, the simulations results will be presented and analysed through comparison of the coupled and chained simulations with the experimental results made available in the CRP. Ultimately, conclusions will be drawn from the analysis of results, regarding the coupled methodology impact on results, and the ability of the introduced models to accurately describe the behavior of the reactor during the transient.

I futuri reattori di IV generazione dovrebbero risolvere molti problemi che attualmente limitano l’accettazione pubblica degli impianti nucleari commerciali delle generazioni precedenti. Tra i progetti proposti, il reattore veloce raffreddato a sodio (Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR) è il più maturo ed è stato ampiamente studiato presso il Commissariato per l’Energia Atomica e le Energie Alternative (CEA) in Francia. Uno degli scenari incidentali più pericolosi ipotizzati per un SFR è la perdita di flusso primario senza protezione (LOFWOS, Loss Of Flow WithOut Scram). Per comprendere meglio come limitare le sue conseguenze, negli anni ’80 sono stati condotti diversi esperimenti sul reattore di ricerca veloce Fast Flux Test Facility (FFTF), negli Stati Uniti. L’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (AIEA) ha proposto un progetto di ricerca coordinato (CRP) basato su uno di questi test (LOFWOS Test #13) per valutare e migliorare le capacità di simulazione degli Stati membri, con la partecipazione di organizzazioni come il CEA. L’obiettivo di questo lavoro è accoppiare neutronica e termoidraulica per la simulazione del test LOFWOS #13 del FFTF nel contesto del benchmark dell’AIEA. In primo luogo, verrà affrontato il problema neutronico, partendo dai modelli fisici e dai metodi numerici, per poi passare alla loro applicazione al FFTF, utilizzando un approccio a due fasi. La generazione delle librerie di sezioni d’urto verrà effettuata con il codice deterministico APOLLO3. In secondo luogo, verrà discusso il problema termoidraulico. di cui verranno presentati solo i principi, il sistema di equazioni risolto e le principali ipotesi di modellizzazione. Successivamente, verrà illustrata la metodologia di accoppiamento, con un focus sulla piattaforma di accoppiamento e sull’algoritmo di flusso di lavoro. I risultati delle simulazioni saranno quindi presentati e analizzati, confrontando le simulazioni accoppiate e concatenate con i risultati sperimentali forniti nel CRP. Infine, verranno tratte conclusioni dall’analisi dei risultati, riguardanti l’impatto della metodologia accoppiata sui risultati e la capacità dei modelli introdotti di descrivere accuratamente il comportamento del reattore durante il transitorio