Two-fluid molten salt reactors: Design and application with chloride salts

Thumbnail Image

Files

master_Koivisto_Tuomo_2019.pdf (7.12 MB)

URL

Journal Title

Journal ISSN

Volume Title

Perustieteiden korkeakoulu | Master's thesis
Unless otherwise stated, all rights belong to the author. You may download, display and print this publication for Your own personal use. Commercial use is prohibited.

Authors

Date

2019-06-18

Department

Major/Subject

Engineering Physics

Mcode

SCI3056

Degree programme

Master’s Programme in Engineering Physics

Language

en

Pages

95+2

Series

Abstract

The purpose of this thesis was to study neutronics of a two-fluid molten salt reactor. In particular, far more efficient resource utilization and achievable burnups in modified open fuel cycles were examined. Fuel in liquid form and possibility to operate with natural uranium feed would simplify the nuclear fuel cycle. A simple two-fluid reactor model was generated and studied with two different chloride salt (NaCl-UCl3 and NaCl-ThCl4-UCl3). Capability of a reactor to maintain criticality and convert its new fissile fuel were under the main interest. Applied chloride salts moderate neutrons less than fluorides and can accommodate more actinides in a solution. Material problems, such as high corrosion, require meticulous research and refractory metal alloys or composites as reactor materials are necessary. Fuel burnup constitutes a non-linear problem and solutions must be found by iteration between the solvers. In this study, Monte Carlo based Serpent -code was combined with EQL0D procedure. Serpent was used for the neutron flux calculations at discrete timesteps and to determine the microscopic cross sections. Burnup equations and processing of the fuel were modelled with EQL0D. In contrary to solid fuels, liquid fuel is in continuous flow and fuel burnup is rather constant within the core. This homogeneity reduces the computational time as burnup equations can be solved only once for each core region. Thermohydraulic model was not implemented, but could be considered in further studies in order to model the flux more accurately. Disadvantages of a two-fluid reactor are its more complex structure and possibility to extract weapons-grade material from its lower burnup blanket region. Slightly higher achievable burnups and improved resource utilization may not reason a two-fluid reactor type enough. In addition, moderation of the blanket improved the performance only marginally. However, optimization of the moderator geometry and its use in smaller cores may give some gains. Unfortunately, the most widely used moderator material graphite has durability issues. A major challenge is to develop reliable fuel processing systems. For example, noble gases release the fuel salt during operation, having a significant radioactive inventory. Nevertheless, molten salt reactor type is unique with its liquid fuel design. Experimental research projects would be important to launch after decades of inactivity. Many important phenomena can be already simulated, but operational experience is highly needed to validate the models in practice.

Työn tavoitteena oli tutkia sulasuolareaktorin neutroniikkaa ja saavutettavia polttoaineen palamia avoimessa polttoainekierrossa. Luonnonvaroja aiempaa merkittävästi tehokkaammin hyödyntävä reaktorikonsepti oli tarkastelun kohteena. Uraanin rikastamisen sekä kiinteiden polttoaine-elementtien puuttuminen voisivat suoraviivaistaa nykyistä ydinpolttoainekiertoa. Kaksoisrakenteisesta reaktorista tehtiin yksinkertaistettu malli ja kahdella eri kloorisuolalla (NaCl-UCl3 ja NaCl-ThCl4-UCl3) tutkittiin reaktorin kykyä säilyttää kriittisyys ja konvertoida uutta polttoainetta. Valitut kloorisuolat hidastavat neutroneita fluoridisuolia vähemmän ja aktinidien liukoisuudet ovat suuremmat. Materiaaliongelmat, kuten nopea korroosio, vaativat huolellista tutkimusta ja reaktoriastian materiaaleina erikoisseokset tai komposiitit ovat tarpeen. Polttoaineen palama muodostaa epälineaarisen ongelman, jolloin ratkaisut on löydettävä iteroimalla. Työssä yhdistettiin Monte Carlo pohjainen Serpent -koodi ja nestemäisen polttoaineen palamalaskuja varten kehitetty EQL0D proseduuri. Serpentillä laskettiin neutronivuo eri ajanhetkillä ja määritettiin mikroskooppiset vaikutusalat eri isotoopeille. Itse palamayhtälöt ja polttoaineen prosessointi mallinnettiin EQL0D proseduurilla. Toisin kuin kiinteä polttoaine, nestemäinen polttoaine virtaa vapaasti ja palamaa voidaan pitää lähes vakiona reaktorin eri osissa. Tämä homogeenisyys nopeuttaa laskentaa, koska palamayhtälöä ei tarvitse ratkaista usealle eri reaktorin alueelle. Termohydrauliikan lisäys malliin voisi tarkentaa vuon laskentaa, mutta sitä ei työhön sisällytetty. Kaksoisrakenteisen reaktorin ongelmina voidaan nähdä monimutkaisempi rakenne ja mahdollisuus erottaa asekelpoista materiaalia matalamman palaman ulkokerroksesta. Hieman suurempi palama ja luonnonvarojen tehokkaampi käyttö eivät riittävästi puolla kaksoisrakennetta. Neutronihidastimen käyttö kaksoisrakenteisen reaktorin ulommaisessa kerroksessa ei myöskään juuri nostanut palamaa. Toisaalta hidastinaineen käyttö pienemmissä reaktorisydämissä tai reaktorigeometrian optimointi voisivat tuottaa pieniä hyötyjä. Silloinkin laajimmin tutkitun hidastinaineen, grafiitin, kestävyysongelmat toisivat rajoitteita. Merkittävä haaste on kehittää luotettava polttoaineen prosessointijärjestelmä mm. käytön aikana vapautuville korkeasti radioaktiivisille jalokaasuille. Reaktorityyppi on haasteistaan huolimatta monella tapaa erityinen ja kehitysprojekteja olisi tärkeää saada aloitettua vuosikymmenien hiljaiselon jälkeen. Tietokonemallinnuksilla saadaan arvokasta tietoa ja monia ilmiöitä pystytään jo simuloimaan. Käytännön kokemuksia tarvitaan kuitenkin lisää mallien validointiin.

Description

Supervisor

Tuomisto, Filip

Thesis advisor

Krepel, Jiri

Keywords

molten salt reactor, two-fluid reactor, nuclear fuel cycle, chloride salts, fuel burnup, resource utilization

Other note

Citation

Permanent link to this item

https://urn.fi/URN:NBN:fi:aalto-201906234137

Collections

[dipl] Perustieteiden korkeakoulu / SCI