Time-Dependent Neutronic Analysis of a Power-Flattened Gas Cooled Accelerator Driven System Fuelled with Thorium, Uranium, Plutonium, and Curium Dioxides TRISO Particles

Abstract

This study presents the power flattening and time-dependent neutronic analysis of a conceptual helium gas cooled Accelerator Driven System (ADS) loaded with TRISO (tristructural-isotropic) fuel particles. Target material is lead-bismuth eutectic (LBE). ThO2, UO2, PuO2, and CmO2TRISO particles are used as fuel. PuO2and CmO2fuels are extracted from PWR-MOX spent fuel. Subcritical core is radially divided into 10 equidistant subzones in order to flatten the power produced in the core. Tens of thousands of these TRISO fuel particles are embedded in the carbon matrix fuel pebbles as five different cases. The high-energy Monte Carlo code MCNPX 2.7 with the LA150 library is used for the neutronic calculations. Time-dependent burnup calculations are carried out for thermal fission power (Pth) of 1000 MW using the BURN card. The energy gain of the ADS is in the range of 99.98–148.64 at the beginning of a cycle. Furthermore, the peak-to-average fission power density ratio is obtained between 1.021 and 1.029 at the beginning of the cycle. These ratios show a good quasi-uniform power density for each case. Furthermore, up to 155.1 g233U and 103.6 g239Pu per day can be produced. The considered system has a high neutronic capability in terms of energy multiplication, fissile breeding, and spent fuel transmutation with thorium utilization.

Analysis of thorium and transuranium utilization in a small modular reactor

“…In our pre vi ous stud ies [14][15][16][17][18], the uti li za tion of var i ous nu clear-spent fu els and tho rium fer tile fu els were an a lyzed in sev eral subcritical nu clear re ac tors to re ju ve nate or en rich them. As for the pres ent study, unlike them, the ef fec tive us abil ity of PWR-MOX spent fuel and tho rium fer tile fuel in an SMR op er at ing under crit i cal mode is in ves ti gated in terms of en ergy gen er a tion.…”

Uranyum Yakıtlı Bir Lazer Sürücülü Füzyon Reaktöründe (LIFE) Nötronik Performansın Hidrojen Üretimine Etkisi

“…D-T füzyon kaynağında, döteryum suda bulunurken trityum reaktör ortamında üretilmektedir. Kendi kendine yeterli, sürdürülebilir bir füzyon reaktörü için yani, reaktörün çalışabilmesi için trityum üretim oranının (TBR) > 1.05 olması gerekmektedir [26][27][28][29]. Füzyon reaktörünün sürdürülebilirliği için gerekli trityum üretimi Eşitlik ( 15) ve ( 16)'da verilen düşük enerjili nötronlar 6 Li ve yüksek enerji nötronlar 7 Li reaksiyonları ile elde edilmektedir [26][27][28][29].…”

“…Kendi kendine yeterli, sürdürülebilir bir füzyon reaktörü için yani, reaktörün çalışabilmesi için trityum üretim oranının (TBR) > 1.05 olması gerekmektedir [26][27][28][29]. Füzyon reaktörünün sürdürülebilirliği için gerekli trityum üretimi Eşitlik ( 15) ve ( 16)'da verilen düşük enerjili nötronlar 6 Li ve yüksek enerji nötronlar 7 Li reaksiyonları ile elde edilmektedir [26][27][28][29]. 6 Li + n → T6 + He + 4,7484 MeV (15) 7 Li + n → T7 + He + n -2,467 MeV (16) Toplam trityum üretim oranı 6 Li reaksiyonu sonucu elde edilen T6 ve 7 Li reaksiyonları sonucu T7 ile elde edilir.…”