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Dissertations / Theses on the topic 'Thorium cycle'
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Leniau, Baptiste. "Caractérisation des sources radioactives du cycle du combustible. Applications au cycle du thorium : synthèse de l'232U en combustibles solides." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00907058.
Full textAbstract:
Si le cycle du thorium possède plusieurs avantages par rapport au cycle U/Pu, notamment une meilleure régénération de la matière fissile en spectre thermique et une production moindre d'actinides mineurs, il présente plusieurs limites. L'une d'elles est la présence, dans le combustible thorié irradié, d'232U. Cet isotope est le précurseur d'un rayonnement γ de 2.6 MeV. Cette thèse a, en partie, pour objectif d'étudier les différents paramètres influençant la synthèse de ce noyau dans divers types de combustibles et de réacteurs.L'autre partie de ce travail consiste à estimer l'impact de cet indésirable sur la radioprotection de l'aval du cycle. Dans ce but, un ensemble d'outils, permettant le calcul des spectres énergétiques des différents rayonnements émis par la matière radioactive, a été spécialement développé. Ces outils, dont la véracité a été éprouvée par l'intermédiaire de plusieurs benchmarks, fait partie intégrante de ce travail de thèse.
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Mathieu, Ludovic. "Cycle thorium et réacteurs à sel fondu : exploration du champ des paramètres et des contraintes définissant le "Thorium Molten Salt Reactor"." Phd thesis, Grenoble INPG, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00010791.
Full textAbstract:
Le recours à l'énergie électronucléaire pour diminuer les émissions anthropiques de CO2 nécessite des avancées technologiques majeures. Les réacteurs nucléaires de IVe génération doivent répondre à plusieurs contraintes, telles qu'une sûreté améliorée, la régénération du combustible et la minimisation de la production de déchets radioactifs. De ce point de vue, l'utilisation du Cycle Thorium en Réacteurs à Sel Fondu semble prometteuse. Cet axe de recherche, étudié dans le passé, avait cependant débouché sur un concept dont les défauts ont empêché la réalisation. Une nouvelle réflexion est menée afin de trouver des solutions et d'aboutir au concept de Thorium Molten Salt Reactor. Le couplage d'un code de transport de neutrons avec un code d'évolution des matériaux permet de simuler le comportement d'un coeur nucléaire, et de suivre son évolution tout au long de sa vie. Par cette méthode, nous avons étudié un large éventail de configurations de réacteurs. Les performances de ces systèmes ont été évaluées, grâce à un jeu de contraintes qu'ils doivent satisfaire au mieux. Ce travail a permis de comprendre bon nombre de phénomènes physiques régissant le comportement de ces réacteurs. Grâce à cette nouvelle compréhension, la recherche de configurations acceptables a pu aboutir à des solutions satisfaisantes, apportant un souffle nouveau dans le domaine des Réacteurs à Sel Fondu.
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Wang, Dean 1971. "Optimization of a seed and blanket thorium-uranium fuel cycle for pressurized water reactors." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2003. http://hdl.handle.net/1721.1/29956.
Full textAbstract:
Thesis (Ph. D.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 2003.<br>Includes bibliographical references (p. 189-194).<br>A heterogeneous LWR core design, which employs a thorium/uranium once through fuel cycle, is optimized for good economics, wide safety margins, minimal waste burden and high proliferation resistance. The focus is on the Whole Assembly Seed and Blanket (WASB) concept, in which the individual seed and blanket regions each occupy one full-size PWR assembly in a checkerboard core configuration. A Westinghouse 4-loop 1150 MWe PWR was selected as the reference plant design. The optimized heterogeneous core, after several iterations, employs 84 seed assemblies and 109 blanket assemblies. Each assembly has the characteristic 17x17 rod array. The seed fuel is composed of 20 w/o enriched annular UO2 pellets. Erbium is used in the fresh seed to help regulate local power peaking and reduce soluble boron concentrations. Erbium was evenly distributed into all pin central holes except for the peripheral pins and four corner pins of each assembly where more erbium was used due to their higher power level. The blanket fuel is a mixture of 87% ThO2 - 13% UO2 by volume, where the uranium is enriched to 10 w/o. The blanket fuel pin diameter is larger than the seed fuel pin diameter. There are two separate fuel management flows: a standard three-batch scheme is adopted for the seed (18 month cycle length) and a single-batch for the blanket, which is to stay in the core for up to 9 seed cycles. The WASB core design was analyzed by well known tools in the nuclear industry. The neutronic analysis was performed using the Studsvik Core Management System (CMS), which consists of three codes: CASMO-4, TABLES-3 and SIMULATE-3. Thermal-hydraulic analysis was performed using EPRI's VIPRE-01.<br>(cont.) Fuel performance was analyzed using FRAPCON. The radioactivity and decay heat from the spent seed and blanket fuel were studied using MIT's MCODE (which couples MCNP and ORIGEN) to do depletion calculations, and ORIGEN to analyze the spent fuel characteristics after discharge. The analyses show that the WASB core can satisfy the requirements of fuel cycle length and safety margins of conventional PWRs. The coefficients of reactivity are comparable to currently operating PWRs. However, the reduction in effective delayed neutron fraction (eff) requires careful review of the control systems because of its importance to short term power transients. Whole core analyses show that the total control rod worth of the WASB core is about 1/3 less than those of a typical PWR for a standard arrangement of Ag-In-Cd control rods in the core. The use of enriched boron in the control rods can effectively improve the control rod worth. The control rods have higher worth in the seed than in the blanket. Therefore, a new loading pattern has been designed so that almost all the control rods will be located in seed assemblies. However, the new pattern requires a redesign of the vessel head of the reactor, which is an added cost in case of retrofitting in existing PWRs. Though the WASB core has high power peaking factors, acceptable MDNBR in the core can be achieved under conservative assumptions by using grids with large local pressure loss coefficient in the blanket. However, the core pressure drop will increase by 70% ...<br>by Dean Wang.<br>Ph.D.
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Inoue, Yuichiro 1969. "Combining thorium with burnable poison for reactivity control of a very long cycle BWR." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2004. http://hdl.handle.net/1721.1/17750.
Full textAbstract:
Thesis (S.M.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 2004.<br>Page 126 blank.<br>Includes bibliographical references (p. 104-106).<br>The effect of utilizing thorium together with gadolinium, erbium, or boron burnable absorber in BWR fuel assemblies for very long cycle is investigated. Nuclear characteristics such as reactivity and power distributions are evaluated using CASMO-4. Without thorium, the results show that gadolinium enriched in Gd-157 has the lowest reactivity swing throughout the cycle. However, the local peaking factor (LPF) in the assembly at beginning-of-life (BOL) is high. The erbium case shows more reactivity swing but the LPF is lowest of all three cases. B4C case has the highest reactivity at BOL which would have to be suppressed by control rods. The most important advantage of B4C over others is the saving of uranium inventory needed to achieve the target exposure of 15 effective full power years (EFPY). Further analysis for transient conditions must be performed to ensure meeting all transient limits. Use of thorium in place of some burnable poison makes it possible to save some uranium enrichment while achieving equivalent discharge burnup to the case without thorium, but only by about 1 %. The benefit is small because almost the same amount of burnable poison is always required for suppressing excess reactivity throughout the cycle. Since Th-232 functions more like U-238 than burnable poison, this limits the allowed thorium to extend discharge burnup. Since all fuel assembly designs in this study have the same target exposure of 15EFPY, the economic performance of each design can be compared based on the amount and enrichment of both uranium and burnable absorbers for each fuel design.<br>(cont.) The B4C-Al fuel is most economical in overall cost even with large uncertainties. The overall cost of gadolinium and erbium cases are concluded to be about the same when large uncertainties are considered.<br>by Yuichiro Inoue.<br>S.M.
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Party, Eliot. "Etude des réactions (n, xn) pour les noyaux fertiles / fissiles du cycle du combustible innovant au Thorium." Thesis, Strasbourg, 2019. http://www.theses.fr/2019STRAE020.
Full textAbstract:
Pour atteindre les objectifs de précision des simulations de réacteurs, des données nucléaires précises sont nécessaires, particulièrement pour les futurs réacteurs. Dans ce travail de thèse, une étude approfondie des réactions (n,xn) sur le 232Th a été réalisée par la méthode de la spectroscopie gamma prompte associée a la technique du temps de vol. Les sections efficaces de 81 (n,n'γ), 11(n,2nγ) et 7 (n,3nγ) ont été obtenues pour des énergies de 0,2 a 20 MeV, ce qui étend considérablement la gamme d’énergie couverte par les données expérimentales. De plus, l'impact de l’incertitude des sections efficaces sur la simulation de systèmes nucléaires a été examiné pour les isotopes du cycle du thorium 232Th et 233U en utilisant les logiciels MCNP et SERPENT. Ce travail a montré que l’incertitude sur la section efficace de diffusion inélastique (n,n’) du 232Th est la source d’incertitude principale pour plusieurs paramètres de réacteur<br>To attain target precisions in reactor simulation, accurate nuclear data are needed, especially for future reactors. In this work, a thorough study of (n,xn) reactions on 232Th has been realised using prompt gamma spectroscopy associated with time of flight method. Cross sections of 81 (n,n'γ), 11 (n,2nγ) and 7 (n,3nγ) have been obtained for energies from 0,2 to 20 MeV, thus expanding considerably the energy range covered by experimental data. Moreover, the influence of cross sections’ uncertainties on nuclear system simulation has been studied for thorium fuel cycle isotopes 232Th and 233U using MCNP and SERPENT codes. This work has shown that uncertainty on inelastic scattering (n,n’) for 232Th is the main contributors to uncertainty of several reactor parameters
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Ferrant, Laure. "Mesures de sections efficaces de fission induite par neutrons sur des actinides du cycle du thorium à n_TOF." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00011454.
Full textAbstract:
Dans le contexte des études sur les systèmes innovants de production d'énergie, des réacteurs exploitant le combustible thorium sont envisagés. Les sections efficaces de fission induite par neutrons des actinides qui y sont engagés entrent en jeu dans les simulations de scénarios. Pour les alimenter, des bases de données sont produites à partir de résultats expérimentaux et de modèles. Pour certains noyaux, elles présentent des lacunes ou des désaccords. Pour compléter ces bases de données, nous avons construit un dispositif original constitué d'une alternance de PPACs(chambres à avalanches sur plaques parallèles) et des cibles ultra-minces, que nous avons installé auprès de l'installation n_TOF. Nous décrivons les détecteurs, le montage, et le soin apporté à la fabrication et à la caractérisation des cibles. La détection en coïncidence des produits de fission se fait grâce à des mesures de temps très précises et à leur localisation par la méthode de la ligne à retard. Nous avons contribué, au sein de la collaboration n_TOF, à la caractérisation de la nouvelle source intense de neutrons de spallation du CERN, basée sur le temps de vol des neutrons, et nous en décrivons les caractéristiques et les performances. Nous avons pu mener des mesures sur les actinides ^{232}Th, ^{234}U, ^{233}U, ^{237}Np, ^{209}Bi, et ^{nat}Pb relativement aux références ^{235}U et ^{238}U, en utilisant un système d'acquisition innovant. Nous avons pu tirer parti du large domaine d'énergie accessible, de 0,7 eV à 1 GeV, et de l'excellente résolution dans ce domaine. Le traitement des données et l'état d'avancée de l'analyse sont décrits afin d'éclairer les performances et les limites des résultats obtenus.
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Vermeulen, Mark James. "Measurement of the ²³⁶U(n,γ) cross section for the thorium fuel cycle at the CERN n_TOF facility". Thesis, University of York, 2015. http://etheses.whiterose.ac.uk/9681/.
Full textAbstract:
This manuscript details the successful measurement, and subsequent analysis, of the uranium-236(n,g) radiative capture kernels in the resolved resonance region, of importance to the thorium fuel cycle. The experiment took advantage of the convenient features of the CERN n_TOF facility. Features such as a fully digital DAQ, high instantaneous neutron flux, and the powerful background rejection capabilities offered by the BaF2 Total Absorption Calorimeter (TAC) detector, owing to its near 4 pi solid angle coverage and high segmentation. These features, coupled with a high purity (99.85%) U-236 sample, resulted in the successful measurement of the radiative kernels to within 10%. Having successfully extracted the radiative kernels up to 1500 eV with the R-matrix code SAMMY, and accounted for all sources of uncertainty, is was possible to quantify the total uncertainty for the radiative kernels. In this manner, the uncertainties were found to range from 2.3%, for resonances with little scattering and pile-up, to 5.3% for resonances with more significant scattering and pile-up effects. Hence not only was the goal of achieving the requested accuracy of 10% achieved, but even reaching the desired 5%. Given the limited data available for this reaction, it is of value to be able to contribute the results of the current work to the nuclear data community to bolster the information currently available for the U-236 neutron capture cross section. Comparison with the latest versions of three of the major libraries, our cross section is in overall agreement with JEFF-3.2, 6% larger than JENDL-4.0 and 20% larger than ENDF/B-VII.1. These are sizable differences considering our accuracy of just 2-5%, suggesting that some revision of the libraries may be in order.
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Lindley, Benjamin A. "The use of reduced-moderation light water reactors for transuranic isotope burning in thorium fuel." Thesis, University of Cambridge, 2015. https://www.repository.cam.ac.uk/handle/1810/247162.
Full textAbstract:
Light water reactors (LWRs) are the world’s dominant nuclear reactor system. Uranium (U)-fuelled LWRs produce long-lived transuranic (TRU) isotopes. TRUs can be recycled in LWRs or fast reactors. The thermal neutron spectrum in LWRs is less suitable for burning TRUs as this causes a build-up of TRU isotopes with low fission probability. This increases the fissile feed requirements, which tends to result in a positive void coefficient (VC) and hence the reactor is unsafe to operate. Use of reduced-moderation LWRs can improve TRU transmutation performance, but the VC is still severely limiting for these designs. Reduced-moderation pressurized water reactors (RMPWRs) and boiling water reactors (RBWRs) are considered in this study. Using thorium (Th) instead of U as the fertile fuel component can greatly improve the VC. However, Th-based transmutation is a much less developed technology than U-based transmutation. In this thesis, the feasibility and fuel cycle performance of full TRU recycle in Th-fuelled RMPWRs and RBWRs are evaluated. Neutronic performance is greatly improved by spatial separation of TRU and 233-6U, primarily implemented here using heterogeneous RMPWR and RBWR assembly designs. In a RMPWR, the water to fuel ratio must be reduced to around 50% of the normal value to allow full actinide recycle. If implemented by retrofitting an existing PWR, steady-state thermal-hydraulic constraints can still be satisfied. However, in a large break loss-of-coolant accident, the emergency core cooling system may not be able to provide water to the core quickly enough to prevent fuel cladding failure. A discharge burn-up of ~40 GWd/t is possible in RMPWRs. Reactivity control is a challenge due to the reduced worth of neutron absorbers in the hard neutron spectrum, and their detrimental effect on the VC, especially when diluted, as for soluble boron. Control rods are instead used to control the core. It appears possible to achieve adequate power peaking, shutdown margin and rod-ejection accident response. In RBWRs, it appears neutronically feasible to achieve very high burn-ups (~120 GWd/t) but the maximum achievable incineration rate is less than in RMPWRs. The reprocessing and fuel fabrication requirements of RBWRs are less than RMPWRs but more than fast reactors. A two-stage TRU burning cycle, where the first stage is Th-Pu MOX in a conventional PWR feeding a second stage continuous burn in a RBWR, is technically reasonable. It is possible to limit the core area to that of an ABWR with acceptable thermal-hydraulic performance. In this case, it appears that RBWRs are of similar cost to inert matrix incineration in LWRs, and lower cost than RMPWRs and Th- and U-based fast reactor recycle schemes.
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Boyer, Sébastien. "Dans le cadre du nouveau cycle de combustible ²³²Th/²³³U, détermination de la section efficace de capture radiative ²³³Pa(n,γ) pour des énergies de neutrons comprises entre 0 et 1 MeV". Bordeaux 1, 2004. http://www.theses.fr/2004BOR12862.
Full textAbstract:
Dans l'optique d'un développement durable du nucléaire, un des thèmes de recherche du CNRS dicté par la loi Bataille de 1991, est l'étude d'une nouvelle filière nucléaire utilisant un combustible à base de minerai de Thorium (232Th) où le noyau fissile est l'233U. Le principal intérêt de ce type de combustible réside dans sa particularité de produire les déchets transuraniens en beaucoup plus faible quantité que les réacteurs à eau pressurisée actuels. Cependant certaines données nucléaires importantes concernant cette nouvelle filière sont très mal connues comme par exemple celles relatives au noyau charnière Protactinium 233 (233Pa). Sa période de 27 jours lui confère un rôle particulier dans le cycle mais en raison de sa trop forte activité l'étude de ce noyau relève du défi expérimental. Pour contourner cette difficulté, la probabilité d'émission de rayonnements gamma dans la réaction induite par neutrons 233Pa(n,γ) entre 0 et 1 MeV d'énergie neutron a été déterminée à partir de la réaction de transfert 232Th(3He,p)234Pa*. Le dispositif de mesure permettait d'identifier la particule de sortie signant ainsi la voie de réaction tandis que des scintillateurs de type C6D6 permettaient la détection en coi͏̈ncidence des rayonnements gamma émis. La méthode d'analyse des évènements gamma a nécessité la pondération des spectres de photons par des fonctions mathématiques calculées dites "fonctions de poids". Leurs déterminations requièrent néanmoins une connaissance parfaite du comportement des scintillateurs (efficacité, fonctions de réponse) dans la géométrie choisie. Pour ce faire une étude préliminaire a été réalisée à l'aide de sources gamma et avec des réactions induites par protons sur des noyaux légers. Les simulations utilisant le code de transport MCNP ont été validées par les résultats expérimentaux.
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Nuttin, Alexis. "Physique des réacteurs à eau lourde ou légère en cycle thorium : étude par simulation des performances de conversion et de sûreté." Habilitation à diriger des recherches, Université de Grenoble, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00711063.
Full textAbstract:
Le niveau de conversion des réacteurs CANDU et REP en cycle thorium a été étudié dans l'optique d'une utilisation en troisième et dernière strate de scénarios symbiotiques. Le plutonium du combustible REP usé serait par exemple utilisé en CANDU Th/Pu pour produire de l'233U, qui alimenterait ces réacteurs à eau et haute conversion. En cas d'augmentation importante de la production d'énergie à partir d'uranium, cette alternative basée sur des réacteurs existants pourrait suppléer une IVe génération trop tardive. Pour évaluer la compétitivité de tels scénarios, des calculs de cycles détaillés ont été effectués selon une méthodologie de simulation de coeur développée pour le CANDU-6 et adaptée au REP de type N4. Le CANDU Th/233U enrichi à 1.30 wt% est régénérateur, avec un burnup court de 7 GWj/t. Augmenter légèrement l'enrichissement allonge considérablement le cycle, au prix d'une sous-génération. Multirecycler conduit également à une perte de conversion, qui peut néanmoins être compensée par un chargement fissile hétérogène. La conversion à puissance standard est moins bonne en REP Th/233U qu'en CANDU (inventaire fissile réduit de moitié après 50 GWj/t) mais peut être améliorée par sous-modération. L'analyse neutronique montre que l'essentiel du gap de conversion entre CANDU et REP vient des conditions opératoires économes en neutrons du CANDU. Des scénarios ont été comparés du point de vue de l'économie d'uranium et de l'aval du cycle dans les deux cas, et ont confi rmé l'intérêt du CANDU. Deux pistes de recherche ont été identi fiées : l'évaluation de la sûreté des CANDUs au thorium par cinétique avec contre-réactions thermiques, et l'étude de coeurs fortement sous-modérés en cuve standard de REP.
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Nuttin, Alexis. "Potentialités du concept de réacteur à sels fondus pour une production durable d'énergie nucléaire basée sur le cycle thorium en spectre épithermique." Université Joseph Fourier (Grenoble), 2002. https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00001995.
Full text
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Aerts, Gaëlle. "Mesure de la section efficace de capture neutronique du 232 Th à n_TOF au CERN." Paris 11, 2005. http://www.theses.fr/2005PA112176.
Full textAbstract:
Dans le contexte de l'énergie nucléaire comme source d'énergie durable, un programme de recherche se concentre sur une nouvelle filière basée sur le cycle thorium. Le principal avantage de ce cycle, comparé au cycle uranium, est celui de la minimisation de la production d'actinides mineurs, dont l'impact radiologique à long terme représente un problème conséquent. Actuellement, les bases de données nucléaires ne fournissent pas, en terme de précision, des sections efficaces permettant d'entreprendre des calculs simulatoires plus réalistes pour ce type de réacteurs. La section efficace de capture neutronique du 232Th en est un exemple. Par le biais de la collaboration n_TOF, dont le site expérimental situé au CERN est caractérisé par une résolution performante en énergie de neutrons couplée à un flux instantané de haute intensité, la mesure de cette réaction a été effectuée en 2002 à partir de deux détecteurs C6D6. La problématique, consistant à déterminer l'efficacité de détection d'une cascade de rayonnements gamma possédant un comportement aléatoire, a été résolue par l'utilisation de fonctions de pondération. Celles-ci ont été obtenues par simulation Monte Carlo, grâce au code MCNP. L'extraction, la réduction des données ainsi que la description du flux de neutrons ont conduit à l'obtention du rendement de capture. Dans la région des résonances résolues, les paramètres de résonance décrivant la section efficace ont été déduits grâce au code SAMMY, incluant le traitement de la matrice R. Dans la région des résonances non-résolues, nous avons attribué à la section efficace une incertitude de 5% et une comparaison avec des mesures récentes montre un résultat cohérent<br>Within the context of nuclear power as a sustainable energy resource, a program of research is concentrated on a new nuclear fuel cycle based on thorium. The main advantage, as compared to the uranium cycle, is a lower production of minor actinides, of which the radiological impact on the long term constitutes a problem. At present, nuclear data libraries don't provide cross sections of a good enough quality, allowing more realistic calculations from simulations related to these reactors. The 232Th neutron capture cross section is an example. With the n_TOF collaboration, the measurement of this reaction was achieved in 2002 using two C6D6 detectors. The experimental area located at CERN, is characterized by an outstanding neutron energy resolution coupled to a high instantaneous neutron flux. The determination of the gamma-ray cascade detection efficiency, with a random behaviour,has been obtained by the use of weighting functions. These were deduced from Monte Carlo simulations with the code MCNP. Data extraction, reduction, and the description of the neutron flux have lead to the capture yield. In the resolved resonance region, the resonance parameters describing the cross section were deduced with the code SAMMY, using the R-matrix theory. In the unresolved resonance region, an uncertainty of 5% is found, and a comparison with recent measurements shows a good agreement
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Michel-Sendis, Franco. "Contribution à l'étude de la production d'233 U en combustible MOX-ThPu en réacteur à eau sous pression : application aux scénarios de transition vers des concepts isogénérateurs Th/233 U en spectre thermique : développement du code MURE d'évolution du combustible." Paris 11, 2006. https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00158435.
Full textAbstract:
Le code monte carlo d’evolution du combustible nucleaire sous irradiation neutronique mure (mcnp utility for reactor evolution) a ete developpe. Il permet de simuler l’evolution du combustible a puissance et reactivite constantes. L’etude neutronique du combustible de type mixte oxyde thorium-plutonium est interessante car elle permet de creer de l’uranium 233 fissile et de stabiliser, en l’incinerant, le plutonium produit en combustible uox conventionnel. La production d’u233 est etudiee et appliquee a une etude de scenarios de transition ou l’utilisation partielle d’un combustible de type mox thpu en reacteur a eau sous pression permet de constituer les inventaires necessaires en u-233 pour le deploiement d’une filiere isogeneratrice fonctionnant sur le cycle du thorium (th/u-233)<br>The monte carlo burnup code mure has been developped to study the isotopic evolution of nuclear fuel under neutron irradiation. It allows, among other functionalities, to simulate a constant power and constant reactivity burnup. The neutronic study of a mixed oxide thorium plutonium fuel in conventional light water reactors is interesting from a uranium 233 production and plutonium incineration point of view. A transition scenario towards thorium-uranium 233 breeders is proposed where it is shown that today’s french lwr park, if renewed, can feasibly support such a transition by partially using mox thpu fuel in lwr
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Guillemin, Perrine. "Recherche de la haute conversion en cycle thorium dans les réacteurs CANDU et REP : Développement des méthodes de simulation associées et étude de scénarios symbiotiques." Grenoble INPG, 2009. http://www.theses.fr/2009INPG0176.
Full textAbstract:
Ce travail explore la compétitivité des réacteurs actuels (CANDU et REP) en cycle thorium afin de pallier au problème d'utilisation des ressources naturelles en uranium et aux problèmes de disponibilité et de coût des réacteurs de quatrième génération dans le cadre d'un nucléaire durable. Ce travail s'est focalisé sur l'analyse neutronique de deux types de gestion du combustible thorium : la production d'233U à partir de combustible Th/Pu et la conversion d'233U dans ces réacteurs. En particulier, la régénération en CANDU Th/U multirecyclé a été établie. En amont de ces études, les outils et les données utilisés ont fait l'objet d'une validation par une comparaison entre codes (stochastique et déterministe). Des scénarios symbiotiques, combinant réacteurs et combustibles uranium et thorium, ont été évalués et comparés. Ce travail a abouti à la quantification des gains sur la consommation des ressources, avec des modifications technologiques mineures des réacteurs. Des modifications plus poussées pour obtenir la régénération en REP ont été proposées et étudiées à titre préliminaire<br>In the frame of a sustainable nuclear energy, this study assesses Thorium-fueled CANDU and PWR competitiveness to reduce access difficulties to cheap uranium resources and Gen. IV cost and availability problems. It focuses on neutronic analysis of two thorium fuel management options : 233U production from Th/Pu fuels and 233U conversion in these reactors. In particular, breeding in multirecycled Th/U CANDU has been established. Before this work, simulation methods and nuclear data have been validated by cross-checking two different types of codes (probabilistic and deterministic). Symbiotic scenarios, with various reactor and fuel combinations have been evaluated and compared. Resources savings have been quantified through core slight modifications. Deeper modifications towards breeding in PWR have been proposed and preliminarily studied
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Bidaud, Adrien. "Analyses de sensibilité et d'incertitude de données nucléaires.Contribution à la validation d'une méthodologie utilisant la théorie des perturbations ; application à un concept innovant : réacteur à sels fondus thorium à spectre épithermique." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00011573.
Full textAbstract:
La simulation neutronique des réacteurs nucléaires suppose la connaissance de l'interaction neutron noyau (sections efficaces, nombres et spectres des neutrons de fission) pour les quelques dizaines de noyaux présents dans le réacteur sur une douzaine d'ordres de grandeur d'énergie des neutrons. Le développement d'un nucléaire durable impose de nouvelles contraintes aux réacteurs du futur : l'optimisation de l'utilisation de la matière première nécessite la régénération des noyaux fissiles et la gestion des déchets suppose leur transmutation. Les réacteurs proposés permettant d'atteindre ces objectifs (génération IV et ADS) sont chargés de combustibles nouveaux (thorium et actinides lourds) et fonctionnent avec des spectres neutroniques pour lesquels les données nucléaires ne bénéficient pas des 50 années de l'expérience industrielle. Après leur validation sur un réacteur expérimental dans le cadre d'un exercice international, nous appliquons des outils classiques de physique de réacteurs en combinaison avec les incertitudes sur les données de base disponibles pour calculer l'incertitude sur la criticité et le coefficient de température d'un réacteur à sel fondu au thorium. De plus, une réflexion sur les taux de réactions importants pour le cycle a l'équilibre donne une estimation de l'efficacité des différentes stratégies de retraitement en ligne du combustible et les contributions de ces taux de réactions à l'incertitude sur la régénération et donc l'impact de ces incertitudes sur le dimensionnement de l'usine de retraitement. Nous pouvons alors lister les données à améliorer prioritairement pour améliorer la précision des calculs.
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Le, Gland Guillaume. "Contraindre les échanges côte-large et la pompe biologique de carbone par modélisation inverse de deux radio-isotopes (radium228 et thorium234)." Thesis, Brest, 2018. http://www.theses.fr/2018BRES0032/document.
Full textAbstract:
Les cycles océaniques du carbone et des principaux nutriments sont mal connus car ils sont affectés par de nombreux puits et sources physiques, chimiques ou biologiques difficiles à estimer par des mesures directes. Une manière de mieux contraindre ces processus importants est d’utiliser l’information contenue dans des traceurs plus simples : les proxies. Le radium 228 (228Ra), émis par les plateaux continentaux, est utilisé comme proxy des flux d’eau et d’éléments minéraux de la côte vers l’océan ouvert. Il permet en particulier d’estimer les flux d’eau souterraine ou SGDs (Submarine Groundwater Discharge). Le thorium 234(234Th), insoluble, permet quant à lui de contraindre la dynamique des particules par lesquelles il est adsorbé. Il est régulièrement utilisé pour estimer la pompe biologique du carbone (PBC), c’est-à-dire le flux de carbone de la surface vers l’océan profond.Au cours de cette thèse, un modèle numérique à une résolution de 2° a été construit pour chacun de ces deux radio-isotopes, en s’appuyant sur la circulation du modèle NEMO-OPA et les champs de particules du modèle PISCES. Plusieurs paramètres inconnus des modèles ont été contraints par des observations dans le cadre d’une méthode inverse.La modélisation inverse du 228Ra a permis d’estimer les flux de 228Ra venant de 38 régions côtières. En revanche, l’estimation des SGDs est imprécise, car les SGDs sont difficiles à distinguer d’une autre source de 228Ra: la diffusion par les sédiments.La modélisation inverse du 234Th a permis d’estimer les coefficients de partage du 234Th, qui représentent l’affinité de différents types de particules pour cet isotope. Elle a aussi permis d’estimer les erreurs associées à quelques simplifications courantes dans les études de la PBC fondées sur le 234Th<br>The oceanic cycles of carbon and the main nutrients are poorly known since they are affected by many physical, chemical or biological sources and sinks that are difficult to estimate by direct measurements.One way to better constrain these important processes is to use the information contained in more simple tracers called "proxies". As radium 228 (228Ra) flows from the continental shelves, it is used as a proxy of water and mineral elements fluxes from the coast to the open ocean. In particular, it is often used to estimate the SGD (Submarine Groundwater Discharge). For its part, thorium 234 (234Th), an insoluble radio-isotope, is used to constrain the dynamics of the solid particles onto which it is adsorbed. The carbon flux from the surface to the deep ocean, called "biological carbon pump" (BCP), is often estimated by a 234Th-based method.During this PhD, a numerical model with a resolution of 2°, based on the circulation of the NEMO-OPA model and the particle fields of the PISCES model, was built for each of the two radioisotopes.Several unknown model parameters were constrained by observations using an inverse technique.The inverse modeling of 228Ra was used to constrain 228Ra fluxes from 38 coastal regions.However, the SGD fluxes are poorly constrained by this method, because SGD can be confused with another source of 228Ra: diffusion from sediments.The inverse modeling of 234Th produced estimates of partition coefficients, representing the affinity of different particle types for this isotope. It was also used to estimate the errors associated with some common simplifications made in 234Th-based BCP studies
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AYOUB, JAMIL M. S. "Estudo de diferentes rotas de preparacao de oxidos binarios de torio e uranio." reponame:Repositório Institucional do IPEN, 1999. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/10760.
Full textAbstract:
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0<br>Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1
06645.pdf: 3401354 bytes, checksum: ff644fe657265b4b455934601c560694 (MD5)<br>Dissertacao (Mestrado)<br>IPEN/D<br>Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Lemaitre, Nolwenn. "Approche multi-proxy (Thorium-234, Baryum en excès) des flux d'export et de reminéralisation du carbone et des éléments nutritifs associés à la pompe biologique océanique." Thesis, Brest, 2017. http://www.theses.fr/2017BRES0009/document.
Full textAbstract:
L’objectif principal de cette thèse est de mieux comprendre les différents facteurs contrôlant la pompe biologique de carbone en Atlantique Nord et dans l’Océan Austral, à proximité des îles Kerguelen, en utilisant notamment deux approches: le Thorium-234 (234Th) et le baryum biogénique (Baxs).En Atlantique Nord, les flux d’export de carbone organique particulaire (POC) augmentent lorsqu’ils sont associés à des minéraux biogéniques (silice biogénique et carbonate de calcium) et lithogènes, capable de lester les particules. L’efficacité d’export, généralement plus faible que précédemment supposé (< 10%), est inversement corrélée à la production, soulignant un décalage temporel entre production et export. La plus forte efficacité de transfert, i.e. la fraction de POC atteignant 400m, est reliée à des particules lestées par du carbonate de calcium ou des minéraux lithogènes.Les flux de reminéralisation mésopélagique sont similaires ou parfois supérieurs aux flux d’exports et dépendent de l’intensité du développement phytoplanctonique, de la structure en taille, des communautés phytoplanctoniques et des processus physiques (advection verticale).Comme observé pour le POC, l’export des éléments traces est influencé par les particules lithogènes provenant des marges océaniques, mais aussi des différentes espèces phytoplanctoniques.Dans l’Océan Austral, la zone à proximité de l’île de Kerguelen est naturellement fertilisée en fer, augmentant les flux d’export de fer, d’azote et de silice biogénique. Il a été démontré que la variabilité des flux dépendait des communautés phytoplanctoniques dans la zone fertilisée<br>The main objective of this thesis is to improve our understanding of the different controls that affect the oceanic biological carbon pump. Particulate export and remineralization fluxes were investigated using the thorium-234 (234Th) and biogenic barium (Baxs) proxies.In the North Atlantic, the highest particulate organic carbon (POC) export fluxes were associated to biogenic (biogenic silica or calcium carbonate) and lithogenic minerals, ballasting the particles.Export efficiency was generally low (< 10%) and inversely related to primary production, highlighting a phase lag between production and export. The highest transfer efficiencies, i.e. the fraction of POC that reached 400m, were driven by sinking particles ballasted by calcite or lithogenic minerals.The regional variation of mesopelagic remineralization was attributed to changes in bloom intensity, phytoplankton cell size, community structure and physical forcing (downwelling). Carbon remineralization balanced, or even exceeded, POC export, highlighting the impact of mesopelagic remineralization on the biological pump with a near-zero, deep carbon sequestration for spring 2014.Export of trace metals appeared strongly influenced by lithogenic material advected from the margins. However, at open ocean stations not influenced by lithogenic matter, trace metal export rather depended on phytoplankton activity and biomass.A last part of this work focused on export of biogenic silica, particulate nitrogen and iron near the Kerguelen Island. This area is characterized by a natural iron-fertilization that increases export fluxes. Inside the fertilized area, flux variability is related to phytoplankton community composition
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Svoboda, Josef. "Možnosti využití thoria v jaderné energetice současnosti." Master's thesis, Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií, 2015. http://www.nusl.cz/ntk/nusl-221199.
Full textAbstract:
Nuclear power plants provide about 11 percent of the world's electricity production. For fission process is uranium fuels used with varying percentage of enrichment 235U for most of nuclear reactors. Uranium reserves are reducing and their mining cost increases. Therefore, the thorium fuel is discussed as revolution fuel for current and future nuclear power plants. This diploma thesis deals with possibility of thorium fuel utilization at various types of nuclear reactors with a focus on light water reactors. The practical part of the thesis is focused on simulation and calculations of various uranium dioxide and thorium dioxide layers at the fuel rods. Model of WWER 440 reactor was developed for the calculations with the addition of thorium fuel. The model simulates burning out of fuel for 5 years, with monitoring of fuel behavior and tracking changes of each material. The thesis tries to define the suitable ratio and parameters of layers combination of uranium and thorium fuel. For these ratios and parameters the thesis tries to give sufficient amount of computational analyzes.
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Huang, Lloyd Michael. "Analysis of multi-recycle thorium fuel cycles in comparison with once-through fuel cycles." Thesis, Georgia Institute of Technology, 2013. http://hdl.handle.net/1853/47662.
Full textAbstract:
The purpose of this research is to develop a methodology for a thorium fuel recycling analysis that provides results for isotopics and radio-toxicity evaluation and analysis. This research is motivated by the need to reduce the long term radiological hazard in spent nuclear fuel, which mitigates the mixing hazard (radiotoxicity and chemical toxicity) and decay heat load on the repository. The first part of the thesis presents comparison of several once-through cases with uranium and thorium fuels to show how transuranics build up as fuel is depleted. The once-through analysis is performed for the following pairs of comparison cases: low enriched uranium dioxide (UOX) vs. thorium dioxide with 233UOX (233U-ThOX), natural uranium dioxide mixed with transuranic oxides (U-TRUOX) vs. thorium dioxide mixed with transuranic oxides (Th-TRUOX), natural uranium dioxide mixed with weapons grade plutonium dioxide (U-WGPuOX) vs. thorium dioxide mixed with weapons grade plutonium dioxide (Th-WGPuOX), natural uranium dioxide mixed with reactor grade plutonium dioxide (U-RGPuOX) vs. thorium mixed with reactor grade plutonium dioxide (Th-RGPuOX). The second part of the research evaluates the thorium fuel equilibrium cycle in a pressurized water reactor (PWR) and compares several recycling cases with different partitioning schemes. Radio-toxicity results of the once-through cycle and multi-recycle calculations demonstrate advantages for thorium fuel and reprocessing with respect to long term nuclear waste management.
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Companis, Iulia. "Développement d’un dispositif expérimental dédié à la mesure des sections efficaces de capture et de fission de l’233u dans le domaine des résonances résolues." Thesis, Bordeaux 1, 2013. http://www.theses.fr/2013BOR15224/document.
Full textAbstract:
233 U est le noyau fissile produit dans le cycle du combustible 232 T h/233 U qui a été proposé comme une alternative plus sûre et plus propre du cycle 238 U/239 P u. La connaissance précise de la section efficace de capture de neutrons de cet isotope est requise avec une haute précision pour la conception et le développement de réacteurs utilisant ce cycle du combustible. Les deux seuls jeux de données expérimentales fiables pour la section efficace de capture de l’233 U montrent des écarts important allant jusqu’à 20%. Ces différences peuvent être dues à desincertitudes systématiques associées à l'efficacité du détecteur, la correction du temps mort, la soustraction du bruit de fond et le phénomène d’empilement de signaux causé par la forteactivité α de l’échantillon. Un dispositif expérimental dédié a la mesure simultanée des sections efficaces de fission et de capture des noyaux fissiles radioactifs a été conçu, assemblé et optimiséau CENBG dans le cadre de ce travail. La mesure sera effectuée à l’installation de temps de vol de neutrons Gelina de l’IRMM, où les sections efficaces neutroniques peuvent être mesurées sur une large gamme d’énergie avec une haute résolution énergétique. Le détecteur de fission se compose d’une chambre à ionisation (CI) multi-plaque de haute efficacité. Les rayons γ produits dans les réactions de capture sont détectés par un ensemble de six scintillateurs C6 D6entourant la CI. Dans ces mesures, les rayons γ de la capture radiative sont masqués parle grand nombre de rayons γ de fission, ce qui représente le problème le plus délicat. Ces γ parasites doivent être soustraits par la détection des événements de fission avec une efficacité très bien connue (méthode de VETO). Une détermination précise de cette efficacité est assezdifficile. Dans ce travail, nous avons soigneusement étudié la méthode des neutrons prompts de fission pour la mesure de l'efficacité de la CI, apportant un éclairage nouveau sur la méthode, ce qui a permi d’obtenir une excellente précision sur l'efficacité de détection des fission d’une sourcede 252 Cf. Avec cette même source, plusieurs paramètres (pression du gaz, haute tension et la distance entre les électrodes) ont été étudiés afin de déterminer le comportement de la CI et detrouver le point de fonctionnement idéal : une bonne séparation énergétique entre les particulesα et les fragments de fission (FF) et une bonne résolution temporelle. Une bonne séparationα-FF a également été obtenue avec une cible d’233 U très radioactive. De plus, l’analyse deforme de signaux entre les rayons γ et les neutrons dans les détecteurs C6 D6 a été observée àGelina dans des conditions expérimentales réalistes. Pour conclure, le dispositif expérimentalet la méthode de VETO ont été soigneusement vérifiés et validés, ouvrant la voie à la mesure future des sections efficaces de capture et fission d’233 U<br>233U is the fissile nucleus produced in 232T h/233U fuel cycle which has been proposed as asafer and cleaner alternative to the 238U/239P u cycle. The accurate knowledge of the neutroncapture cross-section of this isotope is needed with high-precision for design and developmentof this fuel cycle. The only two reliable experimental data for the capture cross-section of233U show discrepancies up to 10%. These differences may be due to systematic uncertaintiesassociated with the detector efficiency, dead-time effects, background subtraction and signalpile-up caused by the α-activity of the sample. A special experimental set-up for simultaneousmeasurement of fission and capture cross sections of radioactive fissile nuclei was designed,assembled and optimized at CENBG in the frame of this work. The measurement will be per-formed at the Gelina neutron time-of-flight facility at IRMM, where neutron cross sectionscan be measured over a wide energy range with high energy resolution. The fission detectorconsists of a multi-plate high-efficiency ionization chamber (IC). The γ-rays produced in cap-ture reactions are detected by an array of six C6 D6 scintillators surrounding the IC. In thesemeasurements the radiative capture γ-rays are hidden in large background of fission γ-rays thatrepresents a challenging issue. The latter has then to be subtracted by detecting fission eventswith a very well known efficiency (VETO method). An accurate determination of this efficiencyis rather difficult. In this work we have thoroughly investigated the prompt-fission-neutronsmethod for the IC efficiency measurement, providing new insights on this method. Thanks tothis study the IC efficiency was determined with a very low uncertainty. Using a 252Cf source,several parameters (gas pressure, high voltage and the distance between the electrodes) havebeen studied to determine the behaviour of the IC in order to find the ideal operation point:a good energy separation between α-particles and fission fragments (FF) and a good timingresolution. A good α-FF separation has been obtained with a highly radioactive 233U target.Also, the pulse-shape discrimination between γ-rays and neutrons in the C6D6 detectors wasobserved at Gelina under realistic experimental conditions. To conclude, the experimentalset-up and the VETO method have been carefully checked and validated, opening the way tofuture measurements of the capture and fission cross sections of 233U
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Ernoult, Marc. "Gestion avancée du Plutonium en REP Complémentarité des cycles thorium et uranium." Thesis, Paris 11, 2014. http://www.theses.fr/2014PA112333/document.
Full textAbstract:
Dans le but d'étudier les possibilités de gestion avancée du plutonium dans les réacteurs actuels, 8 stratégies de multi-recyclage du plutonium dans des REP sont étudiées. Suite à des études à l'équilibre, il a été montré que, en utilisant des assemblages homogènes, l'utilisation du thorium ne permet pas de réduire les inventaires de plutonium en cycle à l'équilibre ni la production d'américium. En répartissant les différents types de combustibles au sein d'un même assemblage, certaines stratégies thoriées permettent cependant d'obtenir des inventaires et des productions d'américium inférieur aux meilleures stratégies utilisant uniquement le cycle uranium. Cependant dans tous les cas, le faible taux de conversion des combustibles thoriés en REP conduit à l'impossibilité de faire baisser la consommation de ressources de plus de quelques pour-cent par rapport aux stratégies sans thorium. Afin d'étudier la transition, une participation active au développement du code de scénario CLASS a eu lieu. Elle a aboutie à la simulation de deux scénarios parmi ceux étudiés à l'équilibre avec CLASS. Ces simulations ont montrées des écarts avec les scénarios simulés précédemment. Les causes majeures de ces écarts ont été identifiées et quantifiées<br>In order to study the possibility of advanced management of plutonium in existing reactors, 8 strategies for plutonium multi-recycling in PWRs are studied. Following equilibrium studies, it was shown that, by using homogeneous assemblies, the use of thorium cannot reduce the plutonium inventory of equilibrium cycle or production of americium. By distributing the different fuel types within the same assembly, some thoriated strategies allow however lower inventories and lower production americium best strategies using only the uranium cycle. However, in all cases, low fuel conversion theories in PWRs makes it impossible to lower resource consumption more than a few percent compared to strategies without thorium. To study the transition, active participation in development of the scenario code CLASS has been taken. It led to the two simulation scenarios among those studied in equilibrium with CLASS. These simulations have shown discrepancies with previously simulated scenarios. The major causes of these differences were identified and quantified
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Busse, Martin (Martin Augusto) 1971. "Optimization of thorium-based seed-blanket fuel cycles for nuclear power plants." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2000. http://hdl.handle.net/1721.1/88336.
Full text
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Cognet, Marie-Anne. "Etude préliminaire de la mesure du rapport alpha, rapport de la section efficace moyenne de capture sur celle de fission de l'233U, sur la plateforme PEREN - Développement et étude du dispositif expérimental -." Phd thesis, Grenoble INPG, 2007. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00269052.
Full textAbstract:
Cette thèse consiste en une étude préparatoire de la mesure du rapport alpha de l'233U entre 1eV et 10keV, facteur nécessaire pour calculer le pouvoir de régénération de réacteurs basés sur le cycle 232Th/233U. Cette mesure peut être effectuée au LPSC, sur la plateforme PEREN qui est composée d'un spectromètre à temps de ralentissement au plomb couplé à un GEnérateur de NEutrons Pulsé Intense (GENEPI). Les taux de capture et de fission sont mesurés grâce à 8 scintillateurs YAP utilisés en coïncidence et entourant une chambre à fission. Des mesures préliminaires sur l'235U ont présenté un rapport signal sur bruit très faible malgré les améliorations successives apportées. Les contributions du bruit de fond ont été comprises et quantifiées expérimentalement et via des simulations (MCNP et GEANT4). Il est cependant indispensable d'améliorer le rapport signal sur bruit d'au moins un ordre de grandeur pour obtenir la capture d'un élément fissile sur un tel dispositif expérimental.
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Grosjean, Cédric. "Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux 232Th / 233U dans le cadre des cycles de combustiblesinnovants." Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00404551.
Full textAbstract:
Le cycle du thorium (232Th/233U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (232Th, 233Pa et 233U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux 232Th et 233U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de 233U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique 233U(n, n'), capture radiative 233U(n, γ) et 233U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant 233U, le noyau fissile de la filière thorium.
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Panday, Farisha. "Parametric study of thorium fuel cycles in a 100MWth pebble bed high temperature reactor / F. Panday." Thesis, North-West University, 2011. http://hdl.handle.net/10394/6881.
Full textAbstract:
The current project was conducted in order to select an optimized open
Thorium/Uranium fuel cycle for the Pebble Bed Modular Reactor (PBMR)
concept in motivation for the 100MWth PBMR Power Plant. A sensitivity study
on the heavy metal loading of the fuel sphere was performed to accomplish
this task. The effect on various parameters was evaluated to determine the
influence of varying the Heavy Metal (HM) from 6 gHM/sphere to 20
gHM/sphere and at different feed fuel enrichments from 6 to 18 wt%.
The findings also gave insight into the fuel cycle performance and the
Uranium ore savings that is envisaged. The 20 gHM/sphere HM loading
performed the best amongst the other HM fuel loadings. It also showed the
least Uranium ore requirement namely; 15 % less than that required by the
Uranium cycle. Recommendations for further research based on the results
obtained in the study, are made in the closing chapters.<br>Thesis (M.Sc. (Nuclear Engineering))--North-West University, Potchefstroom Campus, 2011.
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Du, Toit Maria Hendrina. "Introducing advanced thorium-based fuel cycles in SA : an evolutionary approach / Maria Hendrina (Marina) du Toit." Thesis, North-West University, 2013. http://hdl.handle.net/10394/8734.
Full textAbstract:
Past experience in several thorium fuelled research- and power reactors provides the basis
and history of thorium. The material properties, fertile- and fissile isotope properties as well
as the decay chain of thorium are discussed for purposes of evaluating thorium as a source of
fuel.
The different thorium-based fuel designs for PWR cores are discussed and resulting
difficulties and solutions are outlined. The different options for each strategy are compared in
terms of advantages and disadvantages. A process of elimination selects the best option for
each strategy, which results in a combination of mitigation and optimisation strategies to be
implemented at the starting point of the roadmap.
Certain countries have made significant progress with regards to the thorium-based fuel cycle
(e.g. India and Norway) and nuclear technology in general (South Korea). Each country is
introduced with a summary of their approach and policy. The current context of nuclear
technology and the nuclear fuel cycle in SA is given. The identified lessons and policies are
applied to the South African context, which results in different goals aimed at achieving a
thorium-based fuel cycle in the future. These goals form an integral part of the roadmap to
implement thorium-based fuels in SA.
The prices of uranium and thorium are discussed. This chapter focuses on the economic
advantages of thorium-based fuel cycles, especially the fuel cycle cost and the refuelling
outage costs. Thorium-based fuels can extend the refuelling cycles, which in turn reduce the
fuel requirements and the spent fuel for disposal, as well as the reactor downtime for
refuelling.
The results show that both (Th/U)O2 and (Th/Pu)O2 present economic benefits over
traditional uranium fuel cycles. The total savings were calculated by adding the fuel cycle
savings and the refuelling outage saving. (Th/U)O2-fuel proved to be the most economical
and Eskom could save up to 49 billion rand in 60 years. Based on the research and results obtained, a systematic strategic thorium-based fuel
implementation roadmap is developed. Economic-, strategic- and historical aspects direct the
roadmap. The advantages of thorium-based fuels are summarised and form the initiative to
implement thorium-based fuels in SA.
A timeline (which forms the basis of the roadmap) is developed. The roadmap consists of
three different phases. Phase 1 starts in 2013 and extends to 2030. Phase 2 starts in 2031 up to
2044 and Phase 3 from 2045 to 2060. Each phase is discussed with regard to construction,
implementation and research activities. This roadmap will progress and advance to future
technologies, corresponding to the evolutionary approach.<br>Thesis (MIng (Nuclear Engineering))--North-West University, Potchefstroom Campus, 2013
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Lisowski, Eva. "Evaluation of material attractiveness to non-state actors of various nuclear materials in Thorium fuel cycles." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2020. https://hdl.handle.net/1721.1/127306.
Full textAbstract:
Thesis: S.B., Massachusetts Institute of Technology, Department of Nuclear Science and Engineering, May, 2020<br>Cataloged from the official PDF of thesis.<br>Includes bibliographical references (pages 42-43).<br>Thorium-based fuel cycles for advanced nuclear reactors have been explored to utilize thorium resources in nations where uranium is scarce, increase fissile material utilization, and enhance proliferation resistance. As a stepping stone, thorium-based fuels have been paired with pressure tube heavy water reactors because of their high neutron economy and online refueling capability. However, thorium fuel cycles have raised proliferation concerns regarding the presence of U-233 following the irradiation of fuel bundles. The presence of Pa-233, which decays into pure U-233, and the creation of Pu-239 due to the neutron capture of U-238 in mixed lightly-enriched uranium (LEU)/Thorium fuels, are also causes for proliferation concern.<br>Based on a method developed in a previous study, the material attractiveness to non-state actors of fissile materials present in a 40%LEU/60%Th fuel lattice concept was evaluated for six metrics: bare critical mass (BCM), heat content, net weight, acquisition time, dose rate, and processing time & complexity. The lattice, composed of 35 fuel pins and a central ZrO2 displacer rod, was modeled and depleted in the OpenMC reactor physics software, over a range of burnups up to 40 MWd/kg followed by two years of cooling. It was found that the material attractiveness of uranium isotopes in the irradiated fuel bundle was Very Low due to the high fraction of U-238 present in the fuel and the assumed lack of enrichment capabilities among non-state actors. However, for a state with basic enrichment capabilities, this fuel may be attractive. The attractiveness of plutonium isotopes was also found, as expected in a thorium-cycle, to be Very Low.<br>However, the low BCM and heat content of this mixture reveals that it could be attractive to states that can easily acquire the material and do not need to rely on the theft of many fuel bundles to acquire an IAEA Category I quantity of material. Further investigation of the material attractiveness to states is required. Material attractiveness evaluations are important to informing future decisions regarding which fuel bundles to select when designing advanced reactor facilities and developing methods to safeguard them.<br>by Eva Lisowski.<br>S.B.<br>S.B. Massachusetts Institute of Technology, Department of Nuclear Science and Engineering
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Brizi, Julie. "Cycles uranium et thorium en réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium : Aspects neutroniques et déchets associés." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00545616.
Full textAbstract:
Les réacteurs `a neutrons rapides refroidis au sodium `a cycle uranium 238/plutonium 239, dont la faisabilité technique a déj`a ´et´e ´eprouv´ee, permettent de s'affranchir du prob- lème des ressources d'uranium naturel en r´ealisant la r´eg´en´eration de l'´elément fissile du combustible. En outre, une gestion des déchets visant `a réduire la production et la ra- diotoxicité des actinides mineurs produits par le réacteur peut ˆetre mise en oeuvre en transmutant les AM en coeur (transmutation homog`ene). Une autre alternative pour min- imiser les d´echets est l'utilisation d'un autre couple fertile-fissile : le thorium 232 et l'ura- nium 233 (Th/U). La comparaison des deux cycles est men´ee sur les aspects neutroniques et la sˆuret´e et sur la production de d´echets, en utilisant un Monte Carlo ´evoluant. Con- cernant la radiotoxicit´e des d´echets, mˆeme si on ne d´egage pas v´eritablement d'avantages clairs pour un cycle ou l'autre, le cycle Th/U r´eduit la radiotoxicit´e durant les p´eriodes o`u elle est la plus ´elev´ee. La transmutation homog`ene r´eduit significativement, pour les deux cycles, la radiotoxicit´e des d´echets, de facteurs variables selon la p´eriode de temps consid- ´er´e. Toutefois, elle se fait au d´etriment d'une augmentation importante de l'inventaire des AM dans le coeur. Si l'on consid`ere la fin de jeu, l'inventaire du coeur du r´eacteur devient alors un d´echet. Le gain apport´e par la transmutation, en prenant en compte `a la fois la radiotoxicit´e du coeur et des d´echets cumul´es, sera quantifi´e, et montre que la transmuta- tion n'offre pas de gain consid´erable si l'incin´eration des ´el´ements fissiles principaux (Pu ou U selon le cycle) n'est pas mise en oeuvre lors de l'arrˆet de la fili`ere.
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Gintner, Stephan Konrad. "Thorium–based fuel cycles : saving uranium in a 200 MWth pebble bed high temperature reactor / S.K. Gintner." Thesis, North-West University, 2010. http://hdl.handle.net/10394/4581.
Full textAbstract:
The predominant nuclear fuel used globally at present is uranium which is a finite resource. Thorium has been identified as an alternative nuclear fuel source that can be utilized in almost all existing uranium–based reactors and can significantly help in conserving limited uranium reserves. Furthermore, the elimination of proliferation risks associated with thorium–based fuel cycles is a key reason for re–evaluating the possible utilization of thorium in high temperature reactors. In addition to the many advantages that thorium–based fuel has over uranium–based fuel, there are vast thorium resources in the earth's crust that up until the present have not been exploited optimally.
This study focuses on determining the amount of uranium ore that can be saved using thorium as a nuclear fuel in HTR's. Four identical 200 MWth high temperature reactors are considered which make use of different fuel cycles. These fuel cycles range from the conventional uranium fuel cycle to a thorium–based fuel cycle in which no U–238 is present and have been simulated using the VSOP–A system of computer codes. This study also considers the effect that protactinium, an isotope that occurs in thorium–based fuel cycles, will have on the decay heat production in the case of a depressurized loss of coolant (DLOFC) accident.<br>Thesis (M.Ing. (Nuclear Engineering))--North-West University, Potchefstroom Campus, 2011.
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Partin, Judson Wiley. "Stalagmite reconstructions of western tropical pacific climate from the last glacial maximum to present." Diss., Georgia Institute of Technology, 2008. http://hdl.handle.net/1853/22556.
Full textAbstract:
The West Pacific Warm Pool (WPWP) plays an important role in the global heat budget and global hydrologic cycle, so knowledge about its past variability would improve our understanding of global climate. Variations in WPWP precipitation are most notable during El Niño-Southern Oscillation events, when climate changes in the tropical Pacific impact rainfall not only in the WPWP, but around the globe. The stalagmite records presented in this dissertation provide centennial-to-millennial-scale constraints of WPWP precipitation during three distinct climatic periods: the Last Glacial Maximum (LGM), the last deglaciation, and the Holocene. In Chapter 2, the methodologies associated with the generation of U/Th-based absolute ages for the stalagmites are presented. In the final age models for the stalagmites, dates younger than 11,000 years have absolute errors of ±400 years or less, and dates older than 11,000 years have a relative error of ±2%. Stalagmite-specific 230Th/232Th ratios, calculated using isochrons, are used to correct for the presence of unsupported 230Th in a stalagmite at the time of formation. Hiatuses in the record are identified using a combination of optical properties, high 232Th concentrations, and extrapolation from adjacent U/Th dates. In Chapter 3, stalagmite oxygen isotopic composition (d18O) records from N. Borneo are presented which reveal millennial-scale rainfall changes that occurred in response to changes in global climate boundary conditions, radiative forcing, and abrupt climate changes. The stalagmite d18O records detect little change in inferred precipitation between the LGM and the present, although significant uncertainties are associated with the impact of the Sunda Shelf on rainfall d18O during the LGM. A millennial-scale drying in N. Borneo, inferred from an increase in stalagmite d18O, peaks at ~16.5ka coeval with timing of Heinrich event 1, possibly related to a southward movement of the Intertropical Convergence Zone (ITCZ). An inferred precipitation maximum (stalagmite d18O minimum) during the mid-Holocene in N. Borneo supports La Niña-like conditions and/or a southward migration of the ITCZ over the course of the Holocene as likely mechanisms for the observed millennial-scale trends. In Chapter 4, stalagmite Mg/Ca, Sr/Ca, and d13C records reflect hydrologic changes in the overlying karst system that are linked to a combination of rainfall variability and cave micro-environmental effects. Dripwater and stalagmite geochemistry suggest that prior calcite precipitation is a mechanism which alters dripwater geochemistry in slow, stalagmite-forming drips in N. Borneo. Stalagmite Mg/Ca ratios and d13C records suggest that the LGM climate in N. Borneo was drier and that ecosystem carbon cycling may have responded to the drier conditions. Large amplitude decadal- to centennial-scale variability in stalagmite Mg/Ca, Sr/Ca and d13C during the deglaciation may be linked to deglacial abrupt climate change events.
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Grosjean, Cédric. "Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux ²³²Th / ²³³U dans le cadre des cycles de combustible innovants." Bordeaux 1, 2005. http://www.theses.fr/2005BOR12967.
Full textAbstract:
Le cycle du thorium (²³²Th / ²³³U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (²³²Th, ²³³Pa et ²³³U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux ²³²Th et ²³³U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de ²³³U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique ²³³U(n, n'), capture radiative ²³³U(n, ) et ²³³U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant ²³³U, le noyau fissile de la filière thorium<br>The thorium ²³²Th- ²³³U fuel cycle might provided safer and cleaner nuclear energy than the present Uranium/ Pu fuelled reactors. Over the last 10 years, a vast campaign of measurements has been initiated to bring the precision of neutron data for the key nuclei (²³²Th, ²³³Pa and ²³³U) at the level of those of the U- Pu cycle. This is the framework of these measurements, the energy dependent neutron induced fission cross section of ²³²Th and ²³³U has been measured from 1 to 7 MeV with a target accuracy lesser than 5 %. These measurements imply the accurate determination of the fission rate, the number of the target nuclei as well as the incident neutron flux impinging on the target, the latter has been obtained using the elastic scattering (n, p). The cross section of which is the very well known in a large neutron energy domain (~ 0,5 % from 1 eV to 50 MeV) compared to the 235U(n, f) reaction. This technique has been applied for the first time to the 232Th(n, f) and ²³³U(n, f) cases. A Hauser- Feshbach statistical model has been developed. It consists of describing the different decay channels of the compound nucleus 234U from 0,01 to 10 MeV neutron energy. The parameters of this model were adjusted in order to reproduce the measured fission cross section of ²³³U. From these parameters, the cross sections from the following reactions could be extracted: inelastic scattering ²³³U(n, n'), radiative capture ²³³U(n, ) and ²³³U(n, 2n). These cross sections are still difficult to measure by direct neutron reactions. The calculated values allow to fill the lack of experimental data for the major fissile nucleus of the thorium cycle
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Alexandrov, Pavel. "Géochronologie U/Pb et ⁴⁰ Ar/ ³⁹ Ar de deux segments de la chaîne varisque : le haut limousin et les pyrénées orientales." Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 2000. http://www.theses.fr/2000INPL062N.
Full textAbstract:
Différents corps métamorphiques et magmatiques dans leLlimousin et dans les Pyrénées orientales ont été datés par la méthode u/pb à la microsonde ionique et 4 0ar/ 3 9ar sur monograin. Les résultats permettent d'avancer de nouvelles idées sur l'évolution orogénique de ces segments de la chaîne varisque. 1. Pyrénées orientales. L'orthogneiss de canigou-caranca a été daté par la méthode u/pb à la microsonde ionique sur zircons selectionnes. Les âges 2 0 6pb/ 2 3 8u des trois echantillons analyses varient entre 460 et 500 ma. Cet âge invalide le modèle classique de disposition en socle et couverture des séries métamorphiques. 2. Limousin. Le protolithe de la leptynite de vergonzac qui fait partie de l'unité supérieure des gneiss, a été daté à 525 6 ma (u/pb sur zircons a la microsonde ionique). Cet âge est compatible avec les âges des autres unités métamorphiques du Limousin. La mise en place du leucogranite péralumineux de blond a été datée à 319 7 ma (u/pb sur zircons a la microsonde ionique). Les âges 4 0ar/ 3 9ar sur muscovites de cette intrusion varient entre 311 et 306 ma. Ils sont interprétés non pas comme des âges de refroidissement, mais comme caractérisant une activite magmatique et hydrothermale importante. Les granitoides sous couverture du seuil du Poitou ont donné des âges 4 0ar/ 3 9ar sur biotites et amphiboles entre 350 et 345 ma. Une modélisation numérique a permis de les interpréter en termes de refroidissement et d'exhumation. Les minéralisations a w et sn de moulin-barret et de puy-les-vignes ont fourni des âges de 324 ma, ce qui implique l'existance d'un épisode de minéralisations au namurien. Une synthèse de tous les résultats permet de proposer une exhumation et une extension tardi-orogenique précoce, respectivement vers 340 ma et 320 ma. 3. Méthodologie. Quelques réflexions sur la calibration des analyses u/pb à la microsonde ionique sont proposées. La forme des spectres d'âge 4 0ar/ 3 9ar, leur signification en termes d'âge et l'interprétation des âges 4 0ar/ 3 9ar sont abordées.
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Companis, Iulia. "Développement d'un dispositif expérimental dédié à la mesure des sections efficaces de capture et de fission de l'233u dans le domaine des résonances résolues." Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00965714.
Full textAbstract:
233U is the fissile nucleus produced in 232T h/233U fuel cycle which has been proposed as asafer and cleaner alternative to the 238U/239P u cycle. The accurate knowledge of the neutroncapture cross-section of this isotope is needed with high-precision for design and developmentof this fuel cycle. The only two reliable experimental data for the capture cross-section of233U show discrepancies up to 10%. These differences may be due to systematic uncertaintiesassociated with the detector efficiency, dead-time effects, background subtraction and signalpile-up caused by the α-activity of the sample. A special experimental set-up for simultaneousmeasurement of fission and capture cross sections of radioactive fissile nuclei was designed,assembled and optimized at CENBG in the frame of this work. The measurement will be per-formed at the Gelina neutron time-of-flight facility at IRMM, where neutron cross sectionscan be measured over a wide energy range with high energy resolution. The fission detectorconsists of a multi-plate high-efficiency ionization chamber (IC). The γ-rays produced in cap-ture reactions are detected by an array of six C6 D6 scintillators surrounding the IC. In thesemeasurements the radiative capture γ-rays are hidden in large background of fission γ-rays thatrepresents a challenging issue. The latter has then to be subtracted by detecting fission eventswith a very well known efficiency (VETO method). An accurate determination of this efficiencyis rather difficult. In this work we have thoroughly investigated the prompt-fission-neutronsmethod for the IC efficiency measurement, providing new insights on this method. Thanks tothis study the IC efficiency was determined with a very low uncertainty. Using a 252Cf source,several parameters (gas pressure, high voltage and the distance between the electrodes) havebeen studied to determine the behaviour of the IC in order to find the ideal operation point:a good energy separation between α-particles and fission fragments (FF) and a good timingresolution. A good α-FF separation has been obtained with a highly radioactive 233U target.Also, the pulse-shape discrimination between γ-rays and neutrons in the C6D6 detectors wasobserved at Gelina under realistic experimental conditions. To conclude, the experimentalset-up and the VETO method have been carefully checked and validated, opening the way tofuture measurements of the capture and fission cross sections of 233U.
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Van, Niekerk Steven Cronier. "Optimisation criteria of a Rankine steam cycle powered by thorium HTR / Steven Cronier van Niekerk." Thesis, 2014. http://hdl.handle.net/10394/12209.
Full textAbstract:
HOLCIM has various cement production plants across India. These plants struggle to
produce the projected amount of cement due to electricity shortages. Although coal is
abundant in India, the production thereof is in short supply.
It is proposed that a thorium HTR (100 MWt) combined with a PCU (Rankine cycle) be
constructed to supply a cement production plant with the required energy. The Portland
cement production process is investigated and it is found that process heat integration is not
feasible.
The problem is that for the feasibility of this IPP to be assessed, a Rankine cycle needs to be
adapted and optimised to suit the limitations and requirements of a 100 MWt thorium HTR.
Advantages of the small thorium HTR (100 MWt) include: on-site construction; a naturally
safe design and low energy production costs. The reactor delivers high temperature helium
(750°C) at a mass flow of 38.55 kg/s. Helium re-en ters the reactor core at 250°C.
Since the location of the cement production plant is unknown, both wet and dry cooling tower
options are investigated. An overall average ambient temperature of India is used as input
for the cooling tower calculations.
EES software is used to construct a simulation model with the capability of optimising the
Rankine cycle for maximum efficiency while accommodating various out of the norm input
parameters. Various limitations are enforced by the simulation model.
Various cycle configurations are optimised (EES) and weighed against each other. The
accuracy of the EES simulation model is verified using FlowNex while the optimised cycle
results are verified using Excel’s X-Steam macro.
It is recommended that a wet cooling tower is implemented if possible. The 85% effective
heat exchanger delivers the techno-economically optimum Rankine cycle configuration. For
this combination of cooling tower and heat exchanger, it is recommended that the cycle
configuration consists of one de-aerator and two closed feed heaters (one specified).
After the Rankine cycle (PCU) has been designed and optimised, it is evident that the small
thorium HTR (100 MWt) can supply the HOLCIM plant with the required energy. The optimum cycle configuration, as recommended, operates with a cycle efficiency of 42.4%
while producing 39.867 MWe. A minimum of 10 MWe can be sold to the Indian distribution
network at all times, thus generating revenue.<br>MIng (Mechanical Engineering), North-West University, Potchefstroom Campus, 2014
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Merle-Lucotte, Elsa. "Le cycle Thorium en réacteurs à sels fondus peut-il être une solution au problème énergétique du XXIème siècle ? Le concept de TMSR-NM." Habilitation à diriger des recherches, 2008. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00354937.
Full textAbstract:
Un concept innovant de réacteurs nucléaires à sels fondus, le Thorium Molten Salt Reactor (TMSR), a été défini au LPSC Grenoble. Le présent mémoire porte sur les études, optimisations et caractérisations réalisées sur les configurations en spectre rapide de ce concept, appelées ‘TMSR non modérés' ou TMSR-NM, très prometteuses. Le cœur est un simple cylindre dans lequel circule un sel fluore contenant du LiF et le combustible. Nos études portent sur les caractéristiques de ces réacteurs en termes de sûreté, inventaire fissile, retraitement chimique, production de déchets et capacité de régénération et de déploiement. Un tel réacteur présente maints avantages intrinsèques permettant un fonctionnement simple et sûr en cycle du combustible Thorium, ainsi que l'utilisation de divers éléments fissiles au démarrage tels l'233U, 235U ou les transuraniens issus des réacteurs actuels. Ceci permettrait une transition optimisée vers le cycle Thorium tout en fermant le cycle actuel.
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Nuttin, Alexis. "Potentialités du concept de réacteur à sels fondus pour une production durable d'énergie nucléaire basee sur le cycle thorium en spectre épithermique." Phd thesis, 2002. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00001995.
Full textAbstract:
Dans l'éventualité d'une contribution significative du nucléaire aux besoins énergétiques mondiaux, le problème de la gestion des déchets actuels remet en question la pérennité de la liere REP. En complément des recherches sur le stockage et l'incinération de ces déchets, il convient donc d'envisager des systemes innovants dédiés à une production d'énergie nucléaire durable, aussi sobre, propre et sûre que possible. Nous nous intéressons ici au concept de réacteur à sels fondus, dont le combustible est liquide. Cette particularité autorise un retraitement en ligne pyrochimique, qui peut permettre de s'affranchir de certaines limites neutroniques. Le projet MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) d'un réacteur à sels fluorures et à modérateur graphite a ainsi montré à la fin des années 1960 que la surgénération en cycle thorium et en spectre thermique est accessible avec un retraitement en ligne approprié.<br> A l'aide d'outils de simulation développés autour du code Monte Carlo MCNP, nous réévaluons dans un premier temps les performances d'un système de référence inspiré du projet MSBR. L'étude complète de la phase de mise à l'équilibre de ce réacteur d'une puissance de 2500 MWth, démarré en 232Th/233U, nous permet de valider nos choix de référence. L'équilibre obtenu montre une réduction importante des inventaires et des radiotoxicités induites par rapport aux autres cycles possibles. Le retraitement en ligne associé est suffisamment efficace pour rendre le systeme surgénérateur, avec un temps de doublement d'une trentaine d'années à l'équilibre.<br> A partir du système de référence, nous testons ensuite différentes options en termes d'économie de neutrons, de transmutation et de contrôle de la réactivité. Il en ressort que c'est le retraitement en ligne qui apporte le plus de flexibilité à ce système particulièrement bien adapté à la production d'énergie en cycle thorium. L'étude de scenarios de transition à cette filière quantifie les limites d'un éventuel déploiement à partir du parc français actuel, et montre enfin qu'une gestion raisonnée du plutonium disponible serait nécessaire dans tous les cas.
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Cuvelier, Marie-Hermine. "Advanced Fuel Cycle Scenarios with AP1000 PWRs and VHTRs and Fission Spectrum Uncertainties." Thesis, 2012. http://hdl.handle.net/1969.1/ETD-TAMU-2012-05-10984.
Full textAbstract:
Minimization of HLW inventories and U consumption are key elements guaranteeing nuclear energy expansion. The integration of complex nuclear systems into a viable cycle yet constitutes a challenging multi-parametric optimization problem. The reactors and fuel cycle performance parameters may be strongly dependent on minor variations in the system's input data. Proven discrepancies in nuclear data evaluations could affect the validity of the system optimization metrics.
This study first analyzes various advanced AP1000-VHTR fuel cycle scenarios by assessing their TRU destruction and their U consumption minimization capabilities, and by computing reactor performance parameters such as the time evolution of the effective multiplication factor keff, the reactors' energy spectrum or the isotopic composition/activity at EOL. The performance metrics dependence to prompt neutron fission spectrum discrepancies is then quantified to assess the viability of one strategy. Fission spectrum evaluations are indeed intensively used in reactors' calculations. Discrepancies higher than 10% have been computed among nuclear data libraries for energies above 8MeV for 235U.
TRU arising from a 3wt% 235U-enriched UO2-fueled AP1000 were incinerated in a VHTR. Fuels consisting of 20%, 40% and 100% of TRU completed by UO2 were examined. MCNPX results indicate that up to 88.9% of the TRU initially present in a VHTR fueled with 20% of TRU and 80% of ThO2 were transmuted. Additionally, the use of WgPu instead of RgPu should reduce the daily consumption of 235U by 1.3 and augment core lifetime.
To estimate the system metrics dependence to fission spectrum discrepancies and validate optimization studies outputs, the VTHR 235U fission spectrum distribution was altered successively in three manners. keff is at worst lowered by 1.7% of the reference value and the energy spectrum by 5% between 50meV and 2MeV when a significantly distorted fission spectrum tail is used. 233U, 236Pu and 237Pu inventories and activities are multiplied by 263, 523 and 34 but are still negligible compared to 239Pu mass or the total activity.
The AP1000-VHTR system is in conclusion not dependent on the selected fission spectrum variations. TRU elimination optimization studies in AP1000-VHTR systems will be facilitated by freeing performance metrics dependency from 1 input parameter.
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Doligez, Xavier. "Influence du retraitement physico-chimique du sel combustible sur le comportement du MSFR et sur le dimensionnement de son unité de retraitement." Phd thesis, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00553238.
Full textAbstract:
L'industrie électronucléaire, pour faire face aux besoins énergétiques croissant, à besoin de développer une nouvelle génération de réacteur : la quatrième génération. Parmi les six candidats, on trouve les réacteurs à sels fondus, qui, en configuration rapide, semble avoir de très bonnes propriétés : la régénération est facilement accessible tout en gardant des coefficients de contre-réaction négatifs. Le procédé de retraitement du sel combustible n'est toutefois toujours pas établi de manière définitive. Beaucoup d'incertitude sur les paramètres physicochimiques des sels combustibles empêchent de définir de manière précise chaque étape du procédé. Grâce à la simulation numérique nous avons pu étudier le comportement du cœur du réacteur couplé à une unité de retraitement de référence. De cette manière nous avons pu quantifier les flux de chaleurs et les radiations pour identifier les étapes qui nécessiteront une attention particulière lors du dimensionnement. Nous avons aussi pu identifier les éléments pour lesquels une mauvaise extraction mettrait en péril le bon fonctionnement du réacteur. Enfin, toujours grâce à la simulation numérique, ce travail présente une analyse des sensibilités du procédé de retraitement sur un certain nombre de grandeurs physique représentative du cœur du MSFR.
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Metcalf, Richard R. "New Tool for Proliferation Resistance Evaluation Applied to Uranium and Thorium Fueled Fast Reactor Fuel Cycles." 2009. http://hdl.handle.net/1969.1/ETD-TAMU-2009-05-747.
Full textAbstract:
The comparison of nuclear facilities based on their barriers to nuclear material
proliferation has remained a difficult endeavor, often requiring expert elicitation for each
system under consideration. However, objectively comparing systems using a set of
computable metrics to derive a single number representing a system is not, in essence, a
nuclear nonproliferation specific problem and significant research has been performed
for business models. For instance, Multi-Attribute Utility Analysis (MAUA) methods
have been used previously to provide an objective insight of the barriers to proliferation.
In this paper, the Proliferation Resistance Analysis and Evaluation Tool for Observed
Risk (PRAETOR), a multi-tiered analysis tool based on the multiplicative MAUA
method, is presented. It folds sixty three mostly independent metrics over three levels of
detail to give an ultimate metric for nonproliferation performance comparison. In order
to reduce analysts' bias, the weighting between the various metrics was obtained by
surveying a total of thirty three nonproliferation specialists and nonspecialists from fields such as particle physics, international policy, and industrial engineering. The
PRAETOR was used to evaluate the Fast Breeder Reactor Fuel Cycle (FBRFC). The
results obtained using these weights are compared against a uniform weight approach.
Results are presented for five nuclear material diversion scenarios: four examples
include a diversion attempt on various components of a PUREX fast reactor cycle and
one scenario involves theft from a PUREX facility in a LWR cycle. The FBRFC was
evaluated with uranium-plutonium fuel and a second time using thorium-uranium fuel.
These diversion scenarios were tested with both uniform and expert weights, with and
without safeguards in place. The numerical results corroborate nonproliferation truths
and provide insight regarding fast reactor facilities' proliferation resistance in relation to
known standards.