Simulation Tools and New Developments of the Molten Salt Fast Reactor

LPSC-IN2P3-CNRS/UJF (France)

Abstract

The CNRS has been involved in molten salt reactors since 1997. Starting from the Molten Salt Breeder Reactor project of Oak-Ridge, an innovative concept called Molten Salt Fast Reactor or MSFR has been proposed, resulting from extensive parametric studies in which various core arrangements, reprocessing performances and salt compositions were investigated to adapt the reactor in the framework of the deployment of a thorium based reactor fleet on a worldwide scale. The primary feature of the MSFR concept is the removal of the graphite moderator from the core (graphite-free core), resulting in a breeder reactor with a fast neutron spectrum and operated in the Thorium fuel cycle. MSFR has been recognized as a long term alternative to solid fuelled fast neutron systems with unique potential (negative safety coefficients, smaller fissile inventory, easy in-service inspection, simplified fuel cycle…) and has thus been selected for further studies by the Generation IV International Forum in 2008.

In the MSFR, the liquid fuel processing is part of the reactor where a small side stream of the molten salt is processed for fission product removal and then returned to the reactor. This is fundamentally different from a solid fuel reactor where separate facilities produce the solid fuel and process the Spent Nuclear Fuel. Because of this design characteristic, the MSFR can thus operate with widely varying fuel composition. Thanks to this fuel composition flexibility, the MSFR concept may use as initial fissile load, ²³³U or enriched (between 5% and 30%) uranium or also the transuranic elements currently produced by PWRs in the world.

Our reactor’s studies of the MSFR concept rely on numerical simulations making use of the MCNP neutron transport code coupled with a code for materials evolution which resolves the Bateman’s equations giving the population of each nucleus inside each part of the reactor at each moment. Because of MSR’s fundamental characteristics compared to classical solid-fuelled reactors, the classical Bateman equations have to be modified by adding two terms representing the reprocessing efficiencies and the fertile or fissile alimentation. We have finally coupled neutronic and reprocessing simulation codes in a numerical tool develop to calculate the evolution of the whole MSFR system. This tool is used to evaluate the extraction capacities of fission products and their location in the whole system (reactor and reprocessing unit), basis of any safety and radioprotection assessment of the reactor.

Résumé

Le CNRS s’intéresse aux réacteurs à sels fondus (RSF) depuis 1997. Dans le but de proposer un réacteur critique basé sur le cycle thorium pour la production d’énergie, des études plus complètes sont menées à partir de 1999. Une réévaluation complète du MSBR qui constituait alors la configuration de référence des RSF est tout d’abord effectuée, suivie d’une étude systématique d’optimisation du comportement de ce type de réacteurs en s’éloignant du design initial. Ces travaux ont permis de faire émerger un concept de réacteur innovant, qui a été sélectionné fin 2008 par le Forum International Generation IV comme représentant type des réacteurs à sels fondus et qui a désormais comme dénomination officielle : MSFR (Molten Salt Fast Reactor). Il s’agit d’un concept de réacteur surrégénérateur à spectre neutronique rapide et en cycle Thorium, qui présente une très bonne stabilité intrinsèque de fonctionnement grâce à des coefficients de sûreté tous négatifs, et un processus de retraitement du combustible in-situ simplifié acceptable d’un point de vue économique. Ce réacteur se place dans le contexte d’une filière d’utilisation du Thorium qui est un élément fertile abondant dans la nature, en association avec des éléments fissiles naturels (²³⁵U) ou non (²³³U) ou encore qui proviennent de la chaine de gestion des éléments radioactifs à vie longue des réacteurs actuels (Np, Pu, Am, …).

Les études menées sont basées sur le couplage du code de transport de neutrons MCNP avec le code d’évolution des matériaux REM développé au CNRS. La résolution des équations de Bateman qui est effectuée permet de connaître la population de chaque noyau dans chaque partie du réacteur à chaque instant. Du fait des caractéristiques fondamentales des RSF qui sont très différentes de celles des réacteurs à combustible solide, ces équations doivent être modifiées pour prendre en compte la capacité d’alimentation en matière fissile et fertile, ainsi que le retraitement du sel combustible, de manière continue sans arrêt du réacteur. Nous avons finalement associé le code décrivant l’évolution du coeur et une représentation simulée du retraitement pour construire un outil numérique servant au calcul de l’évolution du système complet. Cet outil permet d’évaluer l’efficacité du retraitement vis-à-vis de l’ensemble des produits de fission (en supposant une efficacité donnée pour le procédé physicochimique utilisé), ainsi que de déterminer leur localisation dans le système. Ces informations sont essentielles pour pouvoir aborder une étude de la sûreté ou de la radioprotection du système.