DESIGN OF A MULTISPECTRUM CANDU REACTOR FOR BURNING ACTINIDES - An Approach of Non-Proliferation and Nuclear Fuel Recycling

Abstract

Abstract With the end of the Cold War between the United States and the former USSR (currently Russia), a series of disarmament treaties were implemented, where a large number of nuclear warheads were dismantled thereby providing a large quantity of highly-enriched fissile materials. An approach has been developed to burn these materials in a novel Multispectrum CANDU Reactor (MSCR) based on CANDU 6 design, consisting of a separated thermal and fast neutron-spectral core. Reactor coupling theory for a combined thermal/fast core was examined with a comparison of an analytical model to numerical computations with the MCNP6 and Serpent reactor physics codes, considering the simulation of a Deuterium Critical Assembly. A further benchmark was carried out to assess the validity of the tools using the Serpent and MCNP6 codes for burnup calculations with natural uranium fuel for the CANDU 6 Gentilly-2 reactor and burnup calculations made with the WIMS-AECL 3.1.2.1 code. Finally, with this validation of the tools, the Serpent code was then applied to the design of the MSCR. Six models of the reactor were designed in a pressure-tube configuration using the Serpent reactor physics code by examining various sizes for the core radius, lattice pitch, type of fuel and number of fuel channels used in the fast core (i.e., 19.9% of enriched uranium or 13.9% of enriched plutonium). A helium coolant is used for the fast core. The outer/thermal core is fuelled with natural uranium with heavy water as both moderator and coolant. Both cores employ a 37-element fuel bundle design as currently used in CANDU reactors, with Zircaloy-4 sheathing for the thermal core and Stainless Steel 316L(N)SS for the fast one. The core size and enrichment level were optimized according to criticality requirements with an appropriate safety margin for the complete reactor. This analysis examined several metrics for the six-reactor designs to ensure safety and non-breeding conditions. The current analysis investigated the excess reactivity, regeneration factor, radial and axial flux distributions, reactor power density and generated power for each core, form factor, core burnup, actinide concentration, and consumption rate of fissile isotopes. The amount of destruction of diluted weapons-grade material in the MSCR depends on the size of the fast core, the number of fuel channels and the lattice pitch. For the two uranium-fuelled models, Model (II) had the highest percentage (10.7%) of destruction of fissile isotopes for 1000 days of operation without refuelling while, for the plutonium-fuelled models, Model (IV) had the highest percentage of fissile destruction at 15.3% operating for 2600 days. Model (VI) provides the highest consumption rate for 420 days before subcriticality is reached. However, Models (II, IV, V and VI) have a high form factor above that required for an appropriate safety margin. This work has demonstrated that the destruction of fissile isotopes from dismantled nuclear weapons can be successfully achieved in an MSCR based on a reactor physics study. ------------------------------------------------------------------

Résumé Avec la fin de la Guerre froide entre les États-Unis et l’ancienne URSS (maintenant la Russie), on a appliqué une série de traités de désarmement qui prévoient qu’un grand nombre d’ogives nucléaires allaient être démantelées, ce qui produirait de grandes quantités de matières fissiles hautement enrichies. Une technique a été développée pour brûler ces matières dans un nouveau concept de réacteur nucléaire appelé Réacteur CANDU Multispectre (RCMS) basé sur le design du réacteur présent CANDU 6 et consistant en un cœur en deux zones, une à prédominance de neutrons thermiques et l’autre dans laquelle les neutrons rapides sont majoritaires. On a examiné la théorie du couplage de réacteur pour un cœur combiné thermique/rapide et les résultats ont été comparés avec des résultats correspondants produits par les codes numériques de physique du réacteur MCNP6 et Serpent pour la simulation de l’Assemblage critique au deutérium. Les deux codes ci-dessus ( MCNP6 et Serpent) ont été aussi vérifiés via la simulation du réacteur CANDU6 Gentilly-2 alimenté avec de l’uranium naturel, y compris les calculs de la combustion, ceux-ci étant comparés aux calculs effectués par le code WIMS-AECL. Une fois les outils validés, ceux-ci ont été appliqués au design du RCMS. Six modèles du réacteur ont été conçus selon une configuration basée sur des tubes de force à l’aide du code de physique du réacteur Serpent et on a examiné plusieurs grandeurs pour le rayon du cœur, le pas de réseau, et la composition du combustible utilisé pour le cœur rapide (i.e., un enrichissement de 19.9% pour l’uranium enrichi ou une teneur de 13.9% pour le combustible riche en plutonium). Pour le cœur rapide, on a prévu un caloporteur fait d’hélium. Le cœur externe est le cœur thermique alimenté à l’uranium naturel et utilisant de l’eau lourde tant comme caloporteur que modérateur. Les deux cœurs utilisent des grappes de combustible à 37 crayons tout comme les grappes utilisées présentement dans les réacteurs CANDU. Les grappes destinées au cœur thermique ont des gaines en Zircaloy-4 tandis que celles pour le cœur rapide ont des gaines en acier inoxydable SS316L(N). La taille du cœur et les niveaux d’enrichissement ont été optimisés en tenant compte des exigences en matière de criticité tout en maintenant une marge de sûreté appropriée pour tout le réacteur.

Cette analyse a examiné plusieurs métriques pour les six designs du réacteur afin d’assurer la sûreté et des conditions ne menant pas à la surrégénération. Ce présent travail a aussi étudié la réactivité excédentaire, le facteur de régénération, les distributions radiales et axiales des flux neutroniques, la densité de puissance du réacteur, la puissance produite par chacun des cœurs, le facteur de forme, le « burn-up », les concentrations des actinides, et les taux de consommation des isotopes fissiles.

Les quantités de matériaux détruits provenant des matières des ogives nucléaires dans le RCMS dépendent de la taille du cœur, le nombre de canaux de combustible et le pas de réseau. Pour les modèles utilisant deux enrichissements d’uranium, le Modèle (II) avait le pourcentage le plus élevé (10.7%) de destruction d’isotopes fissiles pour 1000 jours d’exploitation sans recharge. Cependant, pour les modèles basés sur le plutonium, le Modèle (IV) avait le plus haut pourcentage de destruction de matières fissiles avec 15.3% , après 2700 jours d’exploitation. Le Modèle (VI) fournissait le taux de combustion le plus élevé jusqu’à ce qu’il devienne sous-critique après 420 jours. De leur côté, les Modèles II, IV, V at VI avaient un facteur de forme plus élevé que la valeur procurant une marge de sûreté acceptable. Le présent travail a démontré que la destruction des isotopes fissiles provenant des ogives nucléaires démantelées peut être effectivement réalisée dans un RCMS sur la base d’une étude en physique du réacteur.