Development of advanced simulation tools for circulating fuel nuclear reactors

Molten Salt Reactors (MSRs) are characterized by a unique distinguishing feature: the presence of a liquid nuclear fuel. This peculiarity may lead to intrinsic improvements in the fuel cycle closure and reactor safety enhancement. On the other hand, it represents one of the most challenging aspects for reactor design, analysis and operation. The context of the PhD thesis is the development and assessment of advanced modeling and simulation tools for circulating-fuel nuclear reactors. The Molten Salt Fast Reactor (MSFR) is the reference circulating-fuel system selected by the Generation-VI International Forum. This reactor concept was mainly developed in the frame of the EURATOM FP7 EVOL Project, and it is adopted as the reference case study for the tools developed in this thesis. In the first part of the thesis, an extension of the SERPENT-2 Monte Carlo code to study MSR fuel burn-up is presented. The code is employed to analyse the MSFR fuel cycle and core material evolution. The extension allows for continuous reprocessing via explicit introduction of decay and transmutation terms in the system of burn-up equations. The code features also a reactivity control that allows keeping the multiplication factor close to 1 during the whole simulation, for a correct estimation of the main breeding parameters. The second part of the thesis is focused on multiphysics modelling. The open-source C++ library Open-FOAM is adopted to develop a coupled neutronics/thermal-hydraulics solver for the steady-state and transient analysis of the MSFR. Namely, the equations involved in the multiphysics solution are the time-dependent neutron diffusion, the balance equations for delayed neutron and decay heat precursors, and the incompressible Reynolds-Averaged Navier-Stokes equations for the solution of the turbulent fluid flow. The modeling efforts are focused on the implementation of coupling techniques, and the adoption of strategies for the reduction of computational requirements. The effective delayed neutron fraction is an important reactor kinetics parameter. In circulating-fuel systems, the motion of delayed neutron precursors prevents the adoption of commonly available neutron transport codes. The third part of the thesis is focused on the calculation of the effective delayed neutron fraction: three methods are presented, which involve a correct importance weighting of the delayed neutron source, in case of fuel motion. The three approaches are based on analytical, deterministic and Monte Carlo methods, and are adopted to study the effective delayed neutron fraction in the MSFR, in different operating conditions.

I reattori a sali fusi (MSRs) sono caratterizzati dalla presenza di un combustibile nucleare liquido. Questa peculiarità può portare a vantaggi intrinseci nella chiusura del ciclo del combustibile e nel miglioramento della sicurezza dei reattori. D'altro canto, rappresenta uno degli aspetti più difficili nelle fasi di progettazione, analisi ed esercizio di un reattore. Questa tesi si inserisce nel contesto di sviluppo e analisi di strumenti avanzati per la simulazione di reattori nucleari a combustibile circolante. Il reattore veloce a sali fusi (MSFR -- Molten Salt Fast Reactor) è il sistema a combustibile circolante di riferimento scelto dal Generation-VI International Forum. Questo reattore è stato sviluppato principalmente nell'ambito del progetto EVOL del 7° Programma Quadro EURATOM. Il MSFR è adottato come caso studio di riferimento per gli strumenti sviluppati nel corso questa tesi. Nella prima parte della tesi, viene presentata un'estensione del codice Monte Carlo SERPENT-2, sviluppata per studiare il bruciamento nei reattori a sali fusi. Il codice è impiegato per l'analisi del ciclo del combustibile nel MSFR. L'estensione permette di considerare il riprocessamento continuo tramite l'introduzione di termini aggiuntivi di decadimento e trasmutazione nel sistema di equazioni per il bruciamento. Il codice dispone anche di un controllo attivo della reattività, che permette di mantenere il coefficiente di moltiplicazione vicino a 1 durante l'intera simulazione. Questo consente la corretta stima del rapporto di conversione. La seconda parte della tesi è focalizzata sulla modellazione multifisica. La libreria open-source OpenFOAM è adottata per sviluppare un risolutore accoppiato neutronico / termico-idraulico, per l'analisi dei transitori del MSFR. Le equazioni coinvolte nella soluzione multifisica sono la diffusione neutronica, le equazioni di bilancio dei precursori e le equazioni di bilancio per la soluzione della fluidodinamica turbolenta nel nocciolo del reattore. Gli sviluppi sono concentrati principalmente sulla implementazione di tecniche di accoppiamento accurate e sull'adozione di strategie per la riduzione dei tempi di calcolo. La frazione efficace di neutroni ritardati è un importante parametro della cinetica dei reattori. Nei sistemi a combustibile circolante, il movimento dei precursori impedisce l'utilizzo dei codici di trasporto neutronico comunemente disponibili. La terza parte della tesi è focalizzata sul calcolo della frazione efficace di neutroni ritardati. Tre diversi metodi sono presentati, volti ad una corretta valutazione dell'importanza dei neutroni ritardati, in caso di combustibile in movimento. I tre approcci, basati su metodi analitici, deterministici e Monte Carlo, sono adottati per studiare il ruolo della frazione efficace di neutroni ritardati nel MSFR in varie condizioni operative.