Advancements in modelling and qualification of high-Pu-content MOX fuel for Generation IV liquid metal-cooled fast reactors

Generation IV (Gen IV) nuclear reactors aim to enhance sustainability, safety, and efficiency in nuclear power generation. This research focuses on the modelling and qualification of high-plutonium (Pu) content mixed oxide (MOX) fuel for Gen IV liquid metal-cooled fast reactors (LMFRs). The objective is to assess the safety of high-Pu-content MOX fuel, ensuring its viability for use in Gen IV reactor technologies while contributing to Pu management and the advancement of a closed nuclear fuel cycle. The study begins with a historical overview of fast reactors (FRs), emphasizing the significance of Pu recycling and management in addressing nuclear fuel sustainability. High-Pu-content MOX fuel is particularly suited for burner reactor applications, which accelerate Pu consumption while ensuring reactor safety and performance. A critical review of current high-Pu-content MOX technology highlights key material properties that influence fuel behaviour and emphasizes gaps in existing computational methods, experimental validation, and their integration for fuel performance assessment. This research leverages experimental data from a series of integral irradiation tests explored within the PUMMA project, CAPRIX, and TRABANT-2/2 to analyse the performance of high-Pu-content fuels under irradiation. A series of post-irradiation examinations (PIEs) allowed for the identification of significant off-centring phenomena, which are evident in the non-axial symmetric porosity distribution. A major challenge addressed in this work is off-centring phenomena, which impact fuel safety margins and reactor operability. The core of this research involves advanced modelling and simulation to assess fuel performance. Benchmark exercises extend the knowledgebase and validation domain of computational tools for evaluating high-Pu-content MOX fuel, ensuring their applicability for design and safety analysis. A primary focus is placed on the TRANSURANUS code, complemented by other fuel performance codes (FPCs). Additionally, finite element method (FEM) codes are coupled offline with FPCs to enhance the assessment of off-centring effects and cladding integrity under non-axial symmetric conditions. Specifically, MFEM is employed for fuel temperature and porosity migration analysis in off-centring cases, while ANSYS is used for detailed cladding integrity assessments. The FEM-FPC coupling approach enhances the understanding of mechanical deformations and thermal behaviour in non-axial symmetric scenarios. This methodology allows for a more detailed analysis of the interactions between fuel and cladding under off-centred conditions. Simulations incorporate mechanical and thermal assessments, focusing on off-centring effects, cladding integrity, and safety margins in transient conditions. The ESFR-SIMPLE benchmark serves as a key tool to evaluate Unprotected Transient Overpower (UTOP) and Unprotected Loss of Flow (ULOF) scenarios, offering crucial insights into fuel behaviour and overall reactor safety. An application case study on the ALFRED-burner concept, an innovative LFR concept based on ALFRED design optimized for plutonium burning, demonstrates the feasibility of high-Pu-content MOX fuel in advanced burner reactors. The fuel's performance is assessed under nominal conditions and a low-level flow blockage scenario, identifying potential safety challenges and confirming the robustness of the design. Additionally, this research explores the role of material testing reactors (MTRs) in accelerating MOX fuel qualification, as no European fast reactor is currently operational to test fuel under FR conditions. Therefore, using MTRs is a necessity for accelerating the qualification process, though it presents specific challenges that are identified and analysed in this work. Simulations in the High Flux Reactor (HFR) confirm the viability of MTRs for partially replicating FR conditions, enabling faster qualification through a technology readiness level (TRL) framework. The study concludes with recommendations to refine the design and qualification process for high-Pu-content MOX fuel. By integrating experimental data with advanced modelling methodologies, this research contributes to the safe and efficient development of Pu-burning fuels for Gen IV LMFRs. The findings provide a foundation for enhancing safety design criteria, optimizing fuel performance, and supporting a sustainable long-term Pu management and nuclear fuel cycle.

I reattori nucleari di IV generazione (Gen IV) mirano a migliorare la sostenibilità, la sicurezza e l'efficienza della produzione di energia nucleare. Questa ricerca si concentra sulla modellazione e la qualificazione del combustibile a ossido misto (MOX) ad alto contenuto di plutonio (Pu) per i reattori veloci raffreddati a metallo liquido (LMFR) di IV generazione. L'obiettivo è valutare la sicurezza del combustibile MOX ad alto contenuto di Pu, garantendone la fattibilità per l'uso nelle tecnologie dei reattori di IV generazione e contribuendo al contempo alla gestione del Pu e al progresso di un ciclo chiuso del combustibile nucleare. Lo studio inizia con una panoramica storica dei reattori veloci (FR), sottolineando l'importanza del riciclo e della gestione del Pu nell'affrontare la sostenibilità del combustibile nucleare. Il combustibile MOX ad alto contenuto di Pu è particolarmente adatto per le applicazioni dei reattori veloci, che accelerano il consumo di Pu pur garantendo la sicurezza e le prestazioni del reattore. Una revisione critica dell'attuale tecnologia MOX ad alto contenuto di Pu evidenzia le proprietà chiave dei materiali che influenzano il comportamento del combustibile e sottolinea le lacune dei metodi computazionali esistenti, della convalida sperimentale e della loro integrazione per la valutazione delle prestazioni del combustibile. Questa ricerca sfrutta i dati sperimentali provenienti da una serie di test di irraggiamento integrale esplorati nell'ambito del progetto PUMMA, CAPRIX e TRABANT-2/2 per analizzare le prestazioni dei combustibili ad alto contenuto di Pu sotto irraggiamento. Una serie di esami post-irraggiamento (PIE) ha permesso di identificare significativi fenomeni di decentramento, evidenti nella distribuzione della porosità a simmetria non assiale. Una delle principali sfide affrontate in questo lavoro è rappresentata dai fenomeni di decentramento, che hanno un impatto sui margini di sicurezza del combustibile e sull'operatività del reattore. Il cuore di questa ricerca è costituito dalla modellazione e dalla simulazione avanzata per valutare le prestazioni del combustibile. Gli esercizi di benchmark estendono la base di conoscenze e il dominio di convalida degli strumenti computazionali per la valutazione del combustibile MOX ad alto contenuto di Pi greco, garantendone l'applicabilità per la progettazione e l'analisi di sicurezza. L'attenzione è rivolta principalmente al codice TRANSURANUS, integrato da altri codici di prestazione del combustibile (FPC). Inoltre, i codici del metodo degli elementi finiti (FEM) sono accoppiati offline con gli FPC per migliorare la valutazione degli effetti di decentramento e dell'integrità del rivestimento in condizioni di simmetria non assiale. In particolare, MFEM viene impiegato per l'analisi della temperatura del combustibile e della migrazione della porosità nei casi di decentramento, mentre ANSYS viene utilizzato per la valutazione dettagliata dell'integrità del rivestimento. L'approccio di accoppiamento FEM-FPC migliora la comprensione delle deformazioni meccaniche e del comportamento termico in scenari a simmetria non assiale. Questa metodologia consente un'analisi più dettagliata delle interazioni tra combustibile e rivestimento in condizioni di decentramento. Le simulazioni incorporano valutazioni meccaniche e termiche, concentrandosi sugli effetti di decentramento, sull'integrità del rivestimento e sui margini di sicurezza in condizioni transitorie. Il benchmark ESFR-SIMPLE serve come strumento chiave per valutare gli scenari UTOP (Unprotected Transient Overpower) e ULOF (Unprotected Loss of Flow), offrendo indicazioni cruciali sul comportamento del combustibile e sulla sicurezza complessiva del reattore. Un caso di studio applicativo sul concetto di bruciatore ALFRED, un concetto innovativo di LFR basato sul progetto ALFRED ottimizzato per la massimizzazione del uso di Pu, dimostra la fattibilità del combustibile MOX ad alto contenuto di Pu in reattori a bruciatore avanzato. Le prestazioni del combustibile sono state valutate in condizioni nominali e in uno scenario di blocco della portata a basso livello, identificando potenziali problemi di sicurezza e confermando la robustezza del progetto. Inoltre, questa ricerca esplora il ruolo dei reattori di prova dei materiali (MTR) nell'accelerare la qualificazione del combustibile MOX, poiché nessun reattore veloce europeo è attualmente operativo per testare il combustibile in condizioni FR. Pertanto, l'utilizzo di MTR è una necessità per accelerare il processo di qualificazione, anche se presenta sfide specifiche che vengono identificate e analizzate in questo lavoro. Le simulazioni nel reattore HFR confermano la fattibilità degli MTR per replicare parzialmente le condizioni FR, consentendo una qualificazione più rapida attraverso un quadro di livello di prontezza tecnologica (TRL). Lo studio si conclude con delle raccomandazioni per perfezionare il processo di progettazione e qualificazione del combustibile MOX ad alto contenuto di piombo. Integrando i dati sperimentali con metodologie di modellazione avanzate, questa ricerca contribuisce allo sviluppo sicuro ed efficiente dei combustibili a base di Pu per gli LMFR di IV generazione. I risultati forniscono una base per migliorare i criteri di progettazione della sicurezza, ottimizzare le prestazioni del combustibile e sostenere una gestione sostenibile a lungo termine del Pu e del ciclo del combustibile nucleare.