Forecast of Waste Management Requirements of Uranium Dioxide Fuelled Small Modular Reactors Using a MCNP 6.2 Model of the RMC SLOWPOKE-2 Reactor

Abstract

Canada’s current long-term high-level radioactive waste management plan, under the auspices of the Nuclear Waste Management Organization (NWMO), involves the construction of a Deep Geological Repository (DGR) where the spent fuel would be interred deep underground. This process follows internationally recognized best practices, but the current planned structure is specifically designed for the spent fuel of Canada Deuterium Uranium (CANDU) reactors. Small Module Reactors (SMR) vary wildly in design and fuel composition, and it is currently unknown if and how the current DGR design will be able to accept SMR fuel for long-term disposal.

The Royal Military College of Canada’s (RMC) Safe LOW-Power (K)Critical Experiment-2 (SLOWPOKE-2) reactor was used as a baseline from which SMR spent fuel characteristics can be predicted. The overall goal is to provide insight on decommissioning SMRs and waste management protocols for the NWMO GDR construct. The approach undertaken was subdivided into two major phases: (1) calibrating (or benchmarking) a Monte Carlo N-Particle code, version 6.2 (MCNP 6.2) model for neutron flux mapping using the SLOWPOKE 2 reactor at RMC; and (2) adapting the submodule (CINDER90) within the updated MCNP code to calculate conditions for future SMR fuel disposal.

The first phase, benchmarking of the MCNP 6.2 code, required the updating of the existing MCNP model to reflect changes to the reactor core configuration resulting from the refuelling in Fall 2021. The benchmarking was conducted using neutron activation analysis (NAA) of an aluminum-gold (Al-Au) alloy wire (0.12 wt%) at an inner (no. 2) and outer irradiation (no. 10) sites of the SLOWPOKE-2 at 10 kW(thermal). The MCNP 6.2 model successfully replicates the NAA experiment with an estimated accuracy of 95% for the inner site and 75% for the outer site, improving the existing literature’s accuracy.

In the second phase, using the CINDER90 fuel-depletion module MCNP 6.2, a relationship was determined between fuel burnup, spent fuel activity, and decay heat, which was used to predict characteristics of potential SMR spent fuel. Results indicate that SMR spent fuel would output, for a SMR using 20% enriched UO2 fuel with a burnup of 100 000 MWd·MTHM-1 (about the average SMR designs burnup) decay heat approximatively eight times higher than the reference CANDU fuel used for the planned DGR design under normal operating conditions, approximately 75 years after discharge.

Required future work includes, amongst others, investigating spent fuel acceptance criteria limits for the DGR and investigating thermal power calibration for the SLOWPOKE 2, which is essential to refine the MCNP 6.2 model further.

Le plan canadien de gestion à long terme des déchets radioactifs de haute activité, sous l'égide de la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN), est la construction d'un dépôt géologique en profondeur (DGP) où le combustible nucléaire usé serait enterré profondément sous terre. Ce processus suit les meilleures pratiques reconnues internationalement, mais la structure actuellement prévue est spécifiquement conçue pour la gestion des combustibles issus des réacteurs Canada Deutérium Uranium (CANDU). Les petits réacteurs modulaires (PRM) varient considérablement en termes de conception et de composition de combustible, et il est actuellement inconnu si, et comment, la conception actuelle du GDP sera en mesure d'accepter les combustibles PRM pour leur gestion à long terme.

Le réacteur Safe LOW-Power (K)Critical Experiment-2 (SLOWPOKE-2) du Collège militaire royal du Canada a été utilisé comme base à partir de laquelle les caractéristiques des combustibles usés des PRM peuvent être prédites. L'objectif global est de fournir un aperçu sur la mise hors service des PRM et sur les protocoles de gestion des déchets des PRM dans le contexte du DGP. L’approche est divisée en deux phases : (1) l’analyse comparative d’un code Monte Carlo N-Particle, version 6.2 (MCNP 6.2) pour la cartographie du flux neutronique du réacteur SLOWPOKE-2; et (2) l’utilisation d’un sous-module du code MCNP (CINDER90) pour déterminer les conditions de stockage du combustible des PRM.

La première phase, l’analyse comparative du code MCNP 6.2, a nécessité la mise à jour du modèle MCNP existant pour refléter les modifications apportées à la configuration du cœur du réacteur résultant du rechargement du combustible à l’automne 2021. L’analyse comparative a été réalisée en utilisant l'analyse d'activation neutronique (AAN) d'un fil d'alliage aluminium-or (Al-Au) (0,12%mas) aux sites d'irradiation intérieur (n° 2) et extérieur (n° 10) du réacteur SLOWPOKE-2 à 10 kW (thermique). Le modèle MCNP 6.2 a réussi à reproduire avec succès l'expérience d'AAN avec une précision estimée à 95% pour le site intérieur et de 75% pour le site extérieur, améliorant ainsi la précision des données existantes.

Dans la deuxième phase, en utilisant le code d’évolution du combustible nucléaire CINDER90, une relation a été établie entre le taux de combustion, l'activité du combustible usé et la chaleur émise lors de la désintégration radioactive, ce qui a permis de prédire les caractéristiques potentielles des déchets des PRM. Les résultats indiquent que les déchets produits par les PRM produiraient, pour un PRM moyen utilisant du combustible UO2 enrichi à 20% avec une combustion à 100 000 MWd·MTHM-1, environ huit fois plus d’énergie de désintégration que le combustible de référence CANDU utilisé pour la conception du DGP, dans des conditions de fonctionnement normales, approximativement 75 ans après avoir été retiré du réacteur.

Les travaux futurs nécessaires comprennent, entre autres, l'étude des limites des critères d'acceptation des déchets des PRM pour la DGP et l'analyse de la puissance thermique générée par le réacteur SLOWPOKE-2, information qui est essentielle pour affiner davantage le modèle MCNP 6.2.