Övriga deltagare: Vikram Rathore, Uppsala universitet.
Kärnbränsleutveckling är en verksamhet som tar decennier från start på ritbordet till en färdig kommersiell produkt. Detta riskerar att avsevärt försena utbyggnaden av generation IV reaktorer, då dessa revolutionära koncept innebär bestrålning av nya bränsletyper i nya kemiska miljöer. I många Generation IV koncept föreslås dessutom en hög utbränning av bränslet i reaktorn. Det medför dock stor påverkan på bränslets egenskaper, till exempel på grund av infiltration av fissionsgaser, migrering av volatila klyvningsprodukter, och på grund svällning orsakad av strålning. Därför kommer bränslematerial som utformas för bruk i Generation IV att behöva betydande experimentella kampanjer med bestrålning av bränslen och höljesmaterial i materialtestreaktorer.Detta projekt syftar till att väsentligt påskynda erfarenhetsinhämtning och datagenerering vid materialtestreaktorer genom att öka kapaciteten för ickeförstörande mätteknik för bestrålade bränslen. Detta kommer att åstadkommas genom utveckling av gammaemissionstomografi (GET), som är en ny teknik för kärnbränslediagnostik. Resultatet från en mätning är tvärsnittsbilder av valda radionukliders distribution i bränslet.En styrka med GET är att det kan utföras nära eller inne i reaktorn, och bränslet kan återföras till härden för ytterligare bestrålning efter utfört test. Detta gör att mycket mer data erhålls för varje bestrålat bränsle än om varje uttömmande undersökning av bränslet kräver att det förstörs. Därigenom kan man snabbare uppnå högre utbränningar, och man kan studera dynamiska förlopp som successivt förändrar bränslets egenskaper genom att följa det under en längre tid, istället för att bara få reda på slutresultatet.Den viktigaste utvecklingspotentialen av betydelse för en påskyndad utveckling av Generation IV-bränslen med hjälp av GET, är en förbättring av rumsupplösningen. Samtidigt måste det åstadkommas utan att allvarligt förlänga mättiden bortom praktisk tillämpbarhet. Därför kommer detektorkoncept att undersökas med Monte-Carlo metoder (simulering) och det lämpligaste alternativet, baserat på en avvägning mellan upplösning och effektivitet, kommer att konstrueras. Målet är att uppnå en upplösning bättre än 100 μm, vilket är en förbättring på över en storleksordning i prestanda. Teknikens kommer att demonstreras experimentellt på kärnbränsle i Haldenreaktorn.Den avsevärda ökning i datagenerering på kärnbränslen som möjliggörs med detta projekt kommer ha stor användbarhet för utredningar på Generation IV bränslen. Den möjliggör bättre kunskap om bland annat migrering av fissionsprodukter, fissionsgasavgivning, strålningsinducerad svällning, bränsleböjning, utveckling av sprickmönster och bränslefragmentering vid transienta förlopp. Detta är viktiga fenomen för säkerheten i drift, som kommer behöva utforskas inför användandet av nya, revolutionerande reaktorkoncept.
Värmeöverföring till superkritiskt vatten i fjärde generationens reaktorer (2017-6443): Henryk Anglart (Heat Transfer to Supercritical Water in fourth Generation Reactors)
Svenska: Ett av de sex kärnkraftsystem som beaktas för vidareutveckling inom generations-IV färdplan är Superkritiskt vattenkyld reaktor (SCWR). Denna reaktor är konstruerad att arbeta vid superkritiskt tryck (det är vid tryck högre än 22,1 MPa) och sålunda kan fasövergången genom kokning undvikas. Tack vare det är fenomenet Kritiskt Värmeflöde (CHF) uteslutet och en effektiv kylning, även för mycket höga värmeflöden, är möjlig. Denna funktion gör superkritiskt vatten till ett utmärkt kärnkylmedel som möjliggör en hög effektdensitet, en liten kärna och en liten inneslutningsstruktur. Det finns emellertid flera tekniska utmaningar i samband med utvecklingen av SCWR, och särskilt behovet av att utveckla och validera exakta modeller för att förutsäga värmeöverföring till superkritiskt vatten. I den här föreslagna forskningen kommer fokus att läggas på utveckling och validering av värmeöverföringsmodeller, både vid superkritiska förhållanden och under tryckminskning från superkritiska till underkritiska förhållanden. Både numeriska och experimentella studier planeras. Den numeriska metodutvecklingen kommer att utnyttja tidigare CFD-undersökningar av värmeöverföring till superkritiskt vatten, med särskild uppmärksamhet på värmeöverföringsförstörelsens fenomen. Experimentella studier kommer att utföras i högtrycksvattentestslingan vid KTH, där de interna flödes- och värmeöverföringsegenskaperna kommer att mätas.
English: One of the six nuclear energy systems considered for further development within Generation-IV roadmap is the Supercritical Water-Cooled Reactor (SCWR). This reactor is designed to operate at supercritical pressure (that is at pressure higher than 22.1 MPa) and thus the phase transition through boiling can be avoided. Thanks to that the phenomenon known as the Critical Heat Flux (CHF) is excluded and an efficient cooling, even for very high heat fluxes, is possible. This feature makes supercritical water an excellent core coolant allowing a high power density, a small core, and a small containment structure. However, there are several technological challenges associated with the development of the SCWR, and particularly the need to develop and validate accurate models to predict heat transfer to supercritical water. In this proposed research the focus will be on development and validation of heat transfer models both at supercritical conditions and during depressurization from supercritical to sub-critical conditions. Both numerical and experimental studies are envisaged. The numerical method development will leverage on previous Computational Fluid Dynamics (CFD) investigations of heat transfer to supercritical water, with special attention to the heat transfer deterioration phenomenon. Experimental studies will be performed in the high-pressure water test loop at KTH, where the internal flow and heat transfer characteristics will be measured.
Avancerade material för fjärde generationens kärnreaktorbränsle (2017-06465): Sergei Butorin (Advanced Materials for Generation IV Nuclear Reactor Fuel)
Svenska: Den europeiska energiförbrukningen omfattas för närvarande av olika energikällor, som mineral och fossila bränslen, förnybara energikällor och kärnkraft. Fossil och mineralbränsle (kol, gas, olja) som är de ledande primära energikällorna är ansvariga för betydande koldioxidutsläpp. Kärnkraft kommer på andra plats och producerar 27% av EU: s (EU) elikrisitet. Detta visar tydligt att behovet av kärnenergi fortfarande finns kvar. Medan kärnkraft ger fördelar när det gäller minskad koldioxidutsläpp, har den begränsningar när det gäller säkerhet och påverkan av radioaktivt avfall på miljön. Majoriteten av nuvarande kärnkraftverk tillhör familjen lättvattenreaktorer (LWR), en teknik som utvecklades under femtiotalet och sextiotalet av det föregående århundradet. Byte av äldre reaktorer kräver en förnyelse av kärnteknik, en process som för närvarande är pågående. I det här fallet undersöks och utvecklas fjärde generationens (Gen IV) reaktorsystemen för närvarande och förväntas kommersiellt utnyttjas från 2030.
Det finns sex prototypreaktorerna som anses för närvarande vara Gen IV. Bland dessa prototyper är den superkritiska vattenkylda reaktorn (SCWR), den natriumkylda snabba reaktorn (SFR), den blykylda snabba reaktorn (LFR) och saltsmältsreaktorn (MSR). Reaktortyperna är designade att utnyttja nya kärnbränslematerial, som uran-thoriumfluorider (UF4, ThF4) i MSR, uran och plutoniumkarbid i SFR, blandade uranoxidkarbider (UO2-UC2) i SCWR och uranitrider i LFR. Kunskapen om de fysiska, kemiska och mekaniska egenskaperna hos de riktade Gen IV-bränslematerialen är emellartid begränsad på grund av begränsad hantering av kärnämnena och egenskapsmätningar som endast kan ske i specialiserade, tillkomstbegränsade faciliteter.
Inom ramen för GEN IV-kärnreaktorns utveckling studeras även innovativa bränslecykler. De två huvudsakliga målen för dessa bränslecykler är en effektiv användning av energiresurserna genom att återvinna de viktigaste aktiniderna, såsom U och Pu, och en minskning av avfallets radioaktivitet genom att partitionera och transmutera de mindre aktiniderna, såsom Np, Am eller Cm. Utmaningen är emellertid att införliva de stora mängderna (upp till 5 at.%) av mycket radioaktiv mindre aktinider i det blandadeoxidbränslet. Endast en florit-typ fast lösning, som vid ren (U,Pu)O2, måste uppnås för slutprodukten. En av de mest oroväckande mindre aktiniderna är Am-241 på grund av dess höga radioaktivitet och betydande mängd. Forskningsinsatser är därför inriktade på denna aktinid och dess utspädning i (U,Pu)O2 för att producera blandade oxider av uran-plutonium-americium som transmutationsmål.
Syftet med projektet är att förbättra den vetenskapliga kunskapen om processer som är viktiga för sintring och inställning av materialets egenskaper för GEN IV-kärnreaktor bränsle. Vi strävar efter att fastställa de grundläggande fysiska, kemiska och strukturella egenskaperna hos sådana material för att nå en förutsägbar förståelse för beteendet av Th, U och Pu karbider och blandade oxider (MOX) i U-Pu-O-systemet som också kommer att inkludera Am. För material framställda med olika förfaranden är detta planerat att uppnås genom att förutom standardmetoderna för karakterisering använda avancerade experimentella tekniker, såsom avsevärt förbättrad när det gäller känslighet och kemisk kontrast röntgen spektroskopiska metoder. Dessa metoder ger detaljerad information om kemiskt tillstånd, homogenitet av föreningar, (icke) stökiometri, kol/metall- och syre/metall-förhållanden, lokal symmetri och miljö, samt laddningsfördelning. Experimenten kommer att stödjas av modellberäkningar med beaktande av egenskaperna i f-elektronsystemen.
För simulering av bestrålade bränslematerial studeras egenskaperna hos kärnbränslematerial med defekter för att förutsäga materialets strukturella beteende. Vidare utförs experiment vid höga temperaturer och kontrollerad atmosfär genom att utnyttja den nyutvecklade högtemperaturcellen.
En del av de experiment som föreslås i förslaget kommer att utföras i Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR) och CEA (Commissariat à l’Energie Atomique et aux énergies renouvelables), Marcoule, Frankrike, där det finns specialiserade laboratorier för syntes av kärnämnen och deras karaktärisering genom en mängd olika kemiska och fysiska tekniker. Ett nybyggd strållrör på den svenska synkrotronanläggningen MAX IV kommer också att användas.
English: The goal of the project is to improve scientific knowledge of processes important for optimizing the properties of fuel materials for fourth generation (GEN IV) nuclear reactors. We aim to establish the fundamental physical, chemical and structural properties of such materials to reach a predictive understanding of behavior of Th, U and Pu carbides and (U,Pu) mixed oxides fuels for GEN IV fast neutron reactors. The latter would also include Am. For materials prepared with different procedures, this is planned to be achieved by employing, besides the standard methods of characterization, advanced experimental techniques, such as greatly improved in terms of sensitivity and chemical contrast x-ray spectroscopic methods. The experiments will be supported by first-principle calculations taking into account the features of the f-electron systems.
For simulation of irradiated fuel materials, the properties of nuclear fuel materials with defects will be studied to predict the structural behavior of the fuel. Furthermore, in-situ experiments at high temperatures and controlled atmosphere will be conducted by taking advantage of the newly designed high-temperature cell.
The project will be carried out in collaboration with Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf and CEA (The French Alternative Energies and Atomic Energy Commission), Marcoule, France by taking advantage of their dedicated facilities for actinide research. A new beamline at Swedish synchrotron MAX IV will be also utilized.
Metodutveckling för borttagning av kol/karbid-orenheter under nitridbränsleproduktion (2017-06470): Marcus Hedberg (Method Development for Removal of Carbon/Carbide Impurities during Nitride Fuel Production)
Gen IV bränslestabilitet i akvatiska system (2017-06461): Mats Jonsson (Gen IV Fuel Stability in Aqueous Systems)
Högentropilegeringar för Avancerade Reaktortillämpningar (HERA) (2017-06474): Stephan Schönecker (High Entropy Alloys for Advanced Reactor Applications)
Svenska: Metalliska material är viktiga i nästan alla delar av vårt moderna samhälle, till exempel inom områdena energi, infrastruktur, transport, säkerhet, hälsa, medicin, biovetenskap och informationsteknik. Metalliska material spelar också en avgörande roll i vårt dagliga liv: många av vardagsföremålen, utrustningar och verktyg runt omkring oss är tillverkade av metaller och optimerade för ett specifikt syfte eller för en specifik funktion. Vid närmare inspektion inser man att alla dessa material har en sak gemensamt: påverkan av materialets egenskaper sker på den mikroskopiska skalan – ner till atomära dimensioner. Det makroskopiska materialbeteendet bestäms till stor del av förekomsten av ständigt närvarande mikroskopiska defekter och interna gränssnitt.
Alla material består av ett enormt antal atomkärnor och elektroner. Atomkärnor och elektroner interagerar med varandra på ett mycket komplext sätt via så kallade Coulombkrafter. Trots dess komplexitet är det denna komplexa växelverkan som binder atomer tillsammans. Man kan säga att rörelsen av elektronerna håller atomerna samman som ett klister. Ofta arrangerar atomkärnorna på ett enkelt och regelbundet mönster som kallas gitter. Idag finns det approximativa metoder baserade på täthetsfunktionalteori (Nobelpriset i kemi 1998) som är tillräckligt noggranna för att beskriva växelverkan mellan atomkärnor och elektroner, och således materialets egenskaper. De fundamentala ekvationerna som är centrala för täthetsfunktionalteorin löses med hjälp av kraftfulla datorer.
I vår forskning arbetar vi med egenskaper hos komplexa metalliska material, i synnerhet legeringar. En legering är en blandning av metaller och andra element; stål till exempel är en blandning av i huvudsak järn, krom, och en del kol. Vi gör legeringar för att förbättra egenskaperna hos värdmaterialet, såsom mekanisk hållfasthet och korrosionsbeständighet. Nyligen föreslog forskare en ny klass av legeringar, så kallade högentropilegeringar. Högentropilegeringskonceptet är en helt ny idé i legeringendesign, där fem till tretton metaller blandas samman i liknande koncentrationer. Vissa högentropilegeringar har hittills visat enastående mekaniska egenskaper vid höga temperaturer och ett högt motstånd mot neutronstrålning. Detta gör dessa material mycket intressanta för framtida applikationer inom området ny kärnteknik, till exempel för nästa generationens kärnkraft. En hel del grundläggande forskning behövs i detta nya område för att förstå det mekaniska beteendet och effekterna av strålning på detmekaniska beteendet hos högentropilegeringar och därmed deras potential för tillämpning som högteknologiska material, och det är just vad denna ansökan handlar om.
English: Future nuclear technology applications require novel materials with excellent mechanical and chemical properties and high immunity to radiation. The unique intrinsic traits of high entropy alloys (HEAs), e.g. high strength, thermal stability, ductility, self-healing ability against radiation damage and outstanding corrosion resistance, render them very promising candidates. Our purpose is to gain critical knowledge of HEAs with potential use in GenIV nuclear reactors and related high-temperature, high-pressure systems. This goal will be reached by integrating multi-scale modeling and experimental efforts with Swedish and foreign partners.
We will achieve a deep understanding of the behaviour of advanced HEAs under equilibrium and non-equilibrium conditions with focus on physical and mechanical properties of bulk phases, microstructure, and radiation damage. We will study the electronic and atomic structure using modernab initio quantum theory and thermodynamics together with molecular dynamics simulations. Alloyproduction, comprehensive structural (diffraction, scanning and transmission electron microscopy, atom probe tomography) and macro- and micro-mechanical characterization and radiation damage tests in a research reactor will serve as reference and give input for modelling. Our strategy will give us access to essential materials parameters and composition-structure-property relations needed for optimization of composition and properties of HEAs for nuclear technology.
Mätningar av oberoende fissionsutbyten för nästa generation kärnkraft (2017-06481): Andreas Solders (Measurements of Independent Fission Yield for Next Generation Nuclear Power)
Målet med projektet är att mäta fissionsutbyten, det vill säga hur mycket som skapas av olika atomkärnor vid fission, för olika fissionerande kärnor och vid olika neutronenergier. I dagens elektricitetsproducerande kärnkraftverk är det i huvudsak uranisotopen 235U som klyvs och därmed skapar värme. Ett problem med detta är att 235U är en begränsad resurs som med dagens förbrukningstakt enligt uppskattningar bara kommer räcka ungefär 100 år. Även slutförvaret av kärnavfallet, med väldigt långa förvaringstider, brukas anges som ett problem med kärnkraften ur ett hållbarhetsperspektiv.
För att klyva 235U används neutroner med låg rörelseenergi, så kallade långsamma eller modererade neutroner. I nästa generations kärnkraftverk som är under utveckling, Generation IV, kommer en större andel av energin komma från klyvning av andra kärnor, främst olika isotoper av plutonium men även andra transuraner som americium och curium. Dessa kan antingen utvinnas ur avfallet från dagens reaktorer eller från desarmerade kärnvapenstridsspetsar. Ytterligare en möjlighet är att designa reaktorer som tillverkar sitt eget klyvbara material från 238U eller 232Th, vilka båda finns i mycket stora mängder. Genom att återanvända det uttjänta bränslet och använda en mycket större del av det tillgängliga klyvbara materialet kan tillgången på kärnbränsle säkras i tusentals år. Dessutom kommer lagringstiderna och volymen på det som i slutändan ändå måste klassas som avfall att väsentligen minska. För att kunna använda dessa nya typer av bränslen är de flesta Generation IV-reaktorer designade utan moderering så att neutronerna i reaktorn har hög rörelseenergi, så kallade snabba neutroner.
Fissionsutbytet beror i hög grad på vad det är som klyvs och vilken energi neutronen som orsakar klyvningen har. Eftersom klyvning av 235U med långsamma neutroner är det som används idag är det också den reaktion som är mest välstuderad. Hur fissionsutbytet ser ut vid klyvning av andra kärnor och vida andra neutronenergier är inte särskilt väl känt.
De kärnor som bildas vid fission kallas för fissionsprodukter och eftersom de stannar kvar inne i bränslet kommer de påverka reaktorn på olika sätt. Vissa fissionsprodukter sönderfaller med så kallad betafördröjd neutronemission och bidrar på så sätt positivt till det totala antalet neutroner i härden. Förekomsten av dessa kärnor är dessutom särskilt viktig för styrningen av reaktorn. Andra fissionsprodukter är i stället så kallade rektorgifter genom att de med mycket hög sannolikhet absorberar neutroner och därmed bromsar kedjereaktionen. Förekomsten av vissa specifika fissionsprodukter används också för att övervaka hur stor del av bränslet som förbrukats. Avslutningsvis kan konstateras att många av fissionsprodukterna är starkt radioaktiva och ger genom sönderfall det största bidraget till bränslets resteffekt och radiotoxicitet. Det är därför av största vikt att kunna uppskatta kärnavfallets sammansättning för att på ett säkert sätt kunna ta hand om det och upparbeta det till nytt bränsle.
Med detta projekt vill vi bidra till kunskapen om fissionsutbyten, vid klyvning olika kärnor och med neutroner av olika energier, av relevans för Generation IV-reaktorer. Vi planerar att göra detta i samarbete med våra kollegor vid universitetet i Jyväskylä i Finland genom att använda deras anläggningar IGISOL och JYFLTRAP. Vid IGISOL kan strålmål av olika fissionerande material bestrålas med neutroner med olika rörelseenergi.
Fissionsprodukterna som bildas samlas upp i en heliumgas och separeras efter masstal. Med hjälp av JYFLTRAP kan sedan ett andra urval göras som är så precist att olika element med samma masstal kan separeras från varandra och registreras i en detektor. Denna metod att mäta fissionsutbyten är världsunik i det att den verkligen ger utbytet för specifika kärnor (både A och Z) utan att det krävs kemisk separation eller kännedom om sönderfallsscheman.
Nya stål för blykylda generation 4 kärnkraftsreaktorer (2017-06458): Mattias Thuvander (Novel Steels for Lead-Cooled Generation 4 Nuclear Reactors)
Övriga deltagare: Pär Olsson, Peter Szakalos, Peter Dömstedt, Kungliga tekniska högskolan, Mattias Klintenberg, Uppsala universitet
Svenska: Detta projekt handlar om att utveckla nya stål, som ska klara av den krävande miljön i blykylda kärnreaktorer av den så kallade fjärde generationen. Dessa nya kärnreaktorer bygger på delvis andra principer än dagens kärnkraftverk, och gör det möjligt att utnyttja en mycket större del av den kärnenergi som finns i bränslet. Förutom att detta minskar mängden använt bränsle, så blir det radioaktiva avfallet mycket enklare att ta hand om – avfallet behöver lagras ca. hundra år i stället för hundra tusen år. Det finns flera olika designkoncept för generation-4 reaktorer, och en av de intressantaste är blykylda snabb-reaktorer. Snabb betyder i detta fall att neutronerna har hög energi (hastighet) och inte bromsas upp (modereras) av vattnet som finns i dagen lättvattenreaktorer. I denna typ av reaktor används flytande bly som kylmedium, så det är bly som transporterar värmen från bränslerören, där fissionsprocessen äger rum, till värmeväxlaren där blyet värmer vatten, som sedan går till en turbin och en generator som i dagens reaktorer. Designen av blykylda snabbreaktorer är sådan att den vid en olycka, t.ex. om cirkulationen skulle avstanna, ska stänga av sig själv. Om det skulle gå så långt att det blir en härdsmälta kommer det radioaktiva bränslet frysas in i blyet när det stelnar. På detta sätt blir det mycket begränsad spridning av radioaktiva ämnen även vid en mycket allvarlig olycka. Bly är också det bästa ämne för att skärma av radioaktiv strålning (gammastrålning), vilket skulle underlätta uppröjningsarbetet efter en sådan olycka.
En nackdel med blykylda reaktorer är att flytande bly är korrosivt, vilket gör att materialen som innefattar blyet utsätts för stora påfrestningar. Det finns stål med lovande egenskaper i flytande-blymijö, s.k. alumina-bildande stål. Detta är stål med förhöjd aluminiumhalt och där det bildas en skyddande aluminiumoxid på ytan. Traditionella stål får sitt korrosionsmotstånd av att det bildas kromoxid på ytan, men denna oxid klarar inte korrosionen som uppkommer i flytande bly. I det här projektet ska vi utveckla förbättrade stål, ferritiska respektive austenitiska, specialdesignade för flytande-blymiljö. Dessa kommer att testas genom att exponeras i bly. Dessutom ska vi bygga en apparat där material kan testas i flytande bly samtidigt som de blir bestrålade av protoner, vid tandemacceleratorn i Uppsala. Protonbestrålning är ett snabbt och förhållandevis enkelt surrogat för neutronbestrålning. De stålsorter som tas fram och provas i projektet kommer också att karaktäriseras med hjälp av avancerade mikroskopimetoder, som ger information om vad som faktiskt händer i materialet på atomär nivå. Med denna information kan man bygga upp förståelse för vilka processer och mekanismer som är inblandade i korrosionsprocessen och hur materialet påverkas av bestrålning. Dessutom kommer modellering av dessa processer att utföras.
Koldioxidhalten i atmosfären ökar i en oroväckande takt. Sedan 1950 har koncentrationen fördubblats och 1950 nivån är i sig den högsta på jorden under de senaste 650 000 åren. Många stora vetenskapliga institutioner över hela världen är överens om att det pågår en klimatförändring och att människan bidrar till denna i sina ansträngningar att producera energi för utvecklingen av vår civilisation. En effektiv användning av resurser, särskilt inom energisektorn, är ett viktigt steg i strävan att förändra den nuvarande klimatutvecklingen. Ett sätt att uppnå detta är att förbättra effektiviteten i värmeapplikationer genom att öka/optimera drifttemperatur i dessa system samt att möjliggöra fjärde generationens nukleära återvinningssystem.
Det idag största hindret för en fullskalig utveckling av GEN-IV-energiproduktionsteknologier är direkt relaterad till materialutveckling. Material i dessa teknologier utsätts för utmanande miljöer där höga temperaturer, en korrosiv miljö samt i vissa fall även bestrålning står för utmaningarna. Materialforskare måste identifiera material som klarar dessa miljöer under lång tid. Detta projekt innehåller syntes, testning, karakterisering samt modellering och fokuserar på AFA- samt FeCrAl stål. Fyra seniora forskar är primärt involverade, men projektet kommer också att gynnas av den stora kompetens som finns i miljön runtomkring på de tre lärosätena och i forskarnas nätverk.
English: The lead-cooled fast reactor (LFR) is one of the most interesting and fascinating generation-IV concepts, and it is characterized by its attractive safety features. A major challenge of LFRs is that liquid lead, in the projected temperature range of 400-700°C, is aggressive on the materials constituting the closed reactor system. To ensure safe and economic operation, materials with extraordinary properties are needed. This calls for novel steels with improved properties concerning corrosion and erosion and that are not susceptible to liquid metal embrittlement, thermal ageing or degradation caused by the neutron irradiation. Alumina-forming steels, i.e. ferritic FeCrAl alloys and alumina-forming austenites (AFAs), have been proven to be superior compared to conventional chromia-forming stainless steels in liquid lead. However, questions still remain, such as the combined effect of corrosion-irradiation-mechanical load. The main objective with the present proposal is to advance the understanding of the materials’ properties by combing these effects, i.e. mimicking the true environment in a lead-cooled reactor. This will be realized by designing and building a set-up where a steel specimen can be irradiated with protons, while in contact with liquid lead. The project is both experimental and theoretical, and will be carried out in the research environment defined by the research groups behind this proposal at Uppsala University, KTH and Chalmers.
Development of passive safety design approaches and self-actuated shut-down systems for an inherently safe, efficient and reliable operation of Gen-IV fast reactors: Sara Bortot
A major focus of the design of next generation nuclear systems is on inherent and passive safety. In particular, it is acknowledged that future reactors are to be designed so as to eliminate the need for off-site emergency response. Inherent and passive safety features are especially important when the reactor shut-down systems are not functioning properly.
The foremost objective of the present proposal consists in the development of design approaches, provisions and, eventually, systems able to ensure an intrinsically safe – and thus reliable – operation of fast reactors cooled by liquid metals. A scientist and a doctoral student will carry out the project in 4 years, with an envisaged potential for a number of M.Sc. thesis projects in collaboration with ENEA (Italy), PSI and SUPSI (Switzerland). National and international cooperation with the Swedish LeadCold’s SEALER project, and the ALFRED and ESFR-SMART EU projects are strongly implied.
The project foresees (i) a first phase of review, modeling and assessment of the available engineered shut- down safety system concepts and of their impact on core safety, performance and operation; (ii) a second phase of development of improved/advanced designs of self-actuated control systems, possibly including the identification of experimental testing needs. The methods employed will be analytical and numerical, and will require the development of an ad hoc simulation tool, to be used with the support of legacy codes available at KTH.
Exakta fissionsutbyten för framtida nukleära energisystem (2019-05385): Ali Al-Adili (Exact Fission Yields for Future Nuclear Energy Systems)
Svenska: Kärnklyvning upptäcktes för drygt 75 år sedan. Alltsedan dess har man bombarderat tunga atomkärnor med neutroner. När en kärna klyvs så alstras enorma mängder energi som människan har lärt sig att tämja och utnyttja för energiproduktion. Efter att en neutron absorberas i kärnan, så deformeras den sistnämnda till den grad att den starka kärnkraften inte förmår att hålla ihop kärnan. De två fragment som bildas är väldigt neutronrika och emitterar snabbt neutroner för att nå en högre stabilitet. Överskottsenergi frigörs därefter genom gamma-emission samt beta-sönderfall.
Fissionsforskningen är fortfarande långt ifrån avklarad. Än har man svårt att beskriva hela fördelningen av de isotoper som bildas i fission, deras energier och vinklar samt excitationsfördelningar. Hur klyvs kärnor vid höga excitationsenergier samt vid närvaro av resonanser? Hur varierar antalet partiklar som emitteras och deras energier? En fulländad teoretisk fissionsmodell som upprätthålls med stöd av experimentell evidens lyser med sin frånvaro!
Innovativa reaktorlösningar behöver nya kärndata för förbättrad operation och säkerhet. Fyra av sex generation-IV koncept bygger på ett snabbt neutronspektrum, där de inducerande neutronerna har en hög energi. Fission med snabba neutroner är mycket viktig att förstå för en rad olika aktinider. Kärndata behövs på: tvärsnitt (sannolikheter för reaktioner), fissionsutbyten, neutronemission och γ-emission. Främst behöver man förbättra och testa de avancerade modellerna som används vid beräkning av reaktoregenskaper. Dessutom används kärndata med dess viktiga osäkerhetsanalys, vid evalueringar som producerar databibliotek för en rad olika applikationer. Ur ett kärnfysikaliskt perspektiv är fissionsprocessen ett fundamentalt ”laboratorium”. Man har möjlighet att verifiera komplicerade teoretiska modeller; studera hur kärnor hålls ihop av de grundläggande fysikaliska krafterna, kartlägga diverse exciterade tillstånd, samt delvis förklara existensen av en mängd exotiska kärnor i universum.
Huvudmålet för detta projektet är att studera fissionsutbytet för en rad olika kärnor (olika isotoper av U, Pu och Th), genom att utnyttja en lovande teknik vid namn ”2E-2v”. Tekniken är världsledande och går ut på att mäta både hastigheter och energier för de två fissions fragment som bildas i fission. Man kan bestämma deras massor med bra noggrannhet, bättre än mycket av det data som finns tillgängligt. Dessutom studeras hur fissionsutbytet och neutronemissionen från fragmenten påverkas när excitationsenergin ökar. Hur excitationsenergin fördelas och hur detta påverkar neutronemissionen är ett olöst problem som har skapat kontroverser bland fissionsteoretiker på senare tid. Korrelationsexperiment på olika observabler utgör det fullända testet för många fissionskoder då de bär mycket mer information än mätningar med enstaka observabler.
Utfallet av våra experiment kommer att ha stort inflytande på de rådande fissionsmodellering och vår förståelse av fission. Dessutom kommer kärndata att ha direkt användning vid beräkningar på reaktordriften, reaktorförgiftning, energieffektivisering samt slutförvar, genom att ingå i viktiga evalueringsdata. Utöver länken till Gen-IV, så kan grundläggande kärnfysikaliska frågeställningar utnyttja våra data för nukleosyntesen inom astrofysiken samt grundläggande kärnstrukturfysik.
English: Fission was discovered more than 75 years ago, and still we are lacking a complete fission model. Correlated fission data on fission fragment masses, prompt fission neutron yields and prompt fission gamma yields, are needed in order to constrain and improve fission models.
The nuclear data needs for Gen-IV systems are eminent. In order to ensure a safe and efficient reactor operation, fast-neutron induced data are needed. Fissions Yields (FY) are a major source of uncertainties in decay heat- and burnup calculations. They are vital for delayed neutron calculations, reactor poisoning and waste management. The aim of this project is to improve the current knowledge of fast neutron induced fission yields. By delivering accurate FYs and prompt neutron multiplicities (nubar) we contribute to fission modeling and improve the nuclear data evaluation files (ENDF).
The methodology utilizes the state-of-the-art spectrometer VERDI (VElocity foR Direct particle Identification) via the “2v-2E” method. Both fission fragment energies and velocities are measured simultaneously. Precise FY determination can be achieved with a mass resolution better than 2 atomic mass units. The method provides another important observable, namely the average prompt neutron multiplicity.
The goal of this project is to finalize the development of VERDI and to perform systematic measurements of FY and neutron emission as a function of neutron energy. First, the induced fission of 235U will be measured, both in thermal and fast neutron fission, as a proof of principle. Thereafter, the focus will be on the reactions 238U(n,f) and 232Th(n,f), since they are suitable isotopes for Gen-IV nuclear fuels.
Utveckling av en hybridneutrontransport metod för statiska och dynamiska beräkningar och tillämpning på snabbreaktorsystem (2019-03868): Christophe Demaziere (Development of a Hybrid Neutron Transport Method for Static and Dynamic Calculations and Application to Fast Reactor Systems)
English: The modelling of neutron transport problems for nuclear reactor systems has long been divided into two types of approaches: the deterministic approach and the probabilistic approach. In the present project, combining the advantage of a probabilistic approach (i.e. high accuracy) and the advantage of a deterministic approach (i.e. low computing cost) is proposed in the development of a new hybrid probabilistic/deterministic method. The method will thus be able to treat large and geometrically complex problems at a high level of accuracy (thanks to the Monte Carlo approach) in a reasonable computing time (thanks to the deterministic framework). Because Generation-IV systems have much more heterogeneous core geometries, the proposed technique is particularly well suited to such systems and is expected to contribute to a more faithful modelling of their behaviour. The project will thus consider the development of such a new hybrid method, its test on given reference problems and its optimization, prior to its application on large and complex situations representative of Generation-IV systems. Both steady-state and dynamical cases under stationary conditions will be considered.
Aktinidnitrider för Gen IV system, kvarstående kemiska frågeställningar samt återvinningsbarhet (2019-03944): Christian Ekberg (Actinide Nitrides for Gen IV Systems, Remaining Chemical Questions and Recycleability)
English: Using plutonium and minor actinide fuels is a requirement for a Gen IV system to perform according to the promised advantageous. These include higher utilisation of the energy in the fuel, as well as the more proliferation safe and less radiotoxic ultimate wastes. Several such types of fuels exist. In this project, we will focus on nitride fuels due to their increased safety during operation and enhanced economy, due to the increased fissile density, compared to oxides.
We will focus on nitrides containing thorium (for scientific reasons), uranium,plutonium and americium in various ratios. Since the minor actinides arehighly radiotoxic, there are few production routes to select from and a promising one is the sol-gel process. We will investigate this route forfabrication of low carbide containing nitrides, as well as in detail investigatethe observed preference for carbide formation in e.g. zirconium as opposedto the pure plutonium nitride.
Materials investigation will comprise e.g. EXAFS as well as XRD and SEM ofthe produced fuels. Once produced the detailed mechanism as well aspotential optimisation of the dissolution routes for the fuels will be investigated. This dissolution liquor will be used as feed to the alreadydeveloped CHALMEX separation process. A difficulty is the use of inertmatrix fuels such as (Pu,Zr)N where the high amount of Zr will affect therecycling process. The performance in the CHALMEX process will be investigated to show a proof or concept.
Kärnämneskontroll och verifiering av kärnbränsle i MYRRHA (2019-04577): Sophie Grape (Nuclear Safeguards Verification of Spent Fuel in MYRRHA)
Svenska: I de analyser som gjorts rörande hur mänskligheten ska kunna klara uppsatta klimatmål har kärnkraften möjlighet att ta en alltmer framträdande roll (se till exempel IPC C ). En rimlig utgångspunkt är att utbyggnad troligen kommer ske främst med den evolutionära teknik som ofta går under benämningen Generation III/III+. Här finns både reaktorer om flera tusen gigawatt termisk effekt, och små modulära reaktorer (SMR) med termiska effekter på några hundra megawatt. I en fortsatt utbyggnad av kärnkraften kan mer revolutionära tekniker blir intressanta. Här finner man koncept som brukar kallas för Generation IV (Gen IV), och som kan göras både stora och småskaliga som SMR. Gen IV reaktorer är redan i kommersiell användning och har uppvisat goda drifterfarenheter. Dock är det viktigt att understryka att Gen IV är ett system som inte bara
inkluderar reaktorer utan även av bränsleåtervinning, reaktorövervakningssystem, logistik och nukleär kärnämneskontroll. Flera delsystem kräver betydande utvecklingsarbete och i denna ansökan fokuseras särskilt på kärnämneskontroll.
Inom ramen för den internationella kärnämneskontrollen sker bla kontroll och övervakning av känsligt material för att förhindra dess spridning och missbruk för icke-civila ändamål. En stor del av det material som står under kärnämneskontrollen finns i den sk kärnbränslecykeln, där använt kärnbränsle utgör en betydande del. Dagens kärnämneskontroll har genom åren anpassats såväl till nuvarande kärnkraftsteknik som nuvarande antal kärntekniska anläggningar. Det inses därför att världssamfundets förmåga att upptäcka otillåten användning i ett scenario där ett stort antal SMR:er av Generation IV-typ utplaceras, eller där omfattande bränslebearbetning införs, kraftigt riskerar att försämras vilket i sin tur skulle innebära ett effektivt hinder för framtida kärnkraftsutbyggnad. Att undanröja sådana hinder utgör det enskilt viktigaste motivet till denna ansökan.
MYRRHA-projektet är ett unikt Generation IV projekt i Europa, med säte i forskningsanläggningen SC K-C EN i Mol, Belgien, där en underkritisk snabbreaktor kyld med flytande bly kopplas samman med en linjäraccelerator för att nå kriticitet. Reaktorn kommer drivas med bränsle innehållandes en (jämfört med dagens lättvattenreaktorer) relativt sett hög andel fissilt material bestående av antingen plutonium eller U-235. Vidare kommer bränslet kräva upparbetning för att reaktorbränsle ska kunna tillverkas och för att separering av avfallsprodukter ska bli möjlig. Både den höga andelen fissilt material, och närvaron av upparbetning gör att MYRRHA-anläggningen känslig ur ett icke-spridningsperspektiv. Det är således av stor vikt att det nukleära materialet som finns i anläggningen kan verifieras på ett tillfredsställande sätt, eftersom man först då kan säkerställa att anläggningen eller dess material inte missbrukas för militära ändamål. I förlängningen ser vi också att de metoder som tas fram inom projektet kan utgöra grund för en ny typ av kärnämneskontroll som är anpassad till det scenario som nämnts ovan.
Inom ramen för det här projektet föreslår vi att utreda hur verifieringen av det använda bränslet ska gå till. Simuleringar kommer behövas för att uppskatta olika typer av strålning från det använda bränslet, samt för att förutspå responsen hos de tekniska instrument som kan tänkas användas vid mätningar av den strålningen. Vidare behöver analysmetoder utvecklas så att man utifrån den uppmätta strålningen, oberoende av operatörsdata, kan förutspå viktiga egenskaper hos det använda bränslet såsom initial anrikning, utbränning, kyltid, fissilt innehåll och bränslets integritet.
English: The MYRRHA accelerator-driven system will be constructed at the Belgian Nuclear Research C entre’s (SC K-C EN) site in Mol. The scientific motivations are many, and MYRRHA is seen as a Generation IV test facility for innovative fuels and materials. The reactor will be cooled by lead-bismuth eutectic, the fuel will have a high fissile content, and the planned fuel manufacture and waste separation activities will require substantial fuel reprocessing. All these factors pose considerable challenges from a safeguards point of view. In order to ensure that nuclear safeguards inspectorates are able to verify non-diversion of nuclear material, it is of utmost importance to develop new safeguards verification methodologies for MYRRHA fuel.
Existing safeguards methodologies rely on measurements using a single assay technique in order to verify the measured material. In the proposed project, we plan to construct an analysis methodology taking advantage of machine learning algorithms, that simultaneously evaluates multiple signatures from the fuel in order to determine fuel properties such as initial enrichment, burnup, cooling time, fissile mass and possible diversion of nuclear material in Generation IV nuclear fuel. We propose to validate the developed safeguards methodology using previously collected experimental data from light water reactor (LWR) fuels. The results will form the conceptual basis for safeguards especially developed for the implementation of Generation IV systems.
Magnetism och kemisk oordning i Gen IV-kärntekniska material (2019-04156): Pär Olsson (Magnetism and Chemical Disorder in Gen IV Nuclear Materials)
Reaktorsäkerhet ur ett kemiskt perspektiv för bly eller bly/vismut kylda Gen IV reaktorer (2019-04606): Teodora Retegan Vollmer (Reactor Safety from a Chemistry Perspective of Lead or Lead/Bismuth Cooled Gen IV Reactors)
Svenska: Det nya kärnkraftssystemet som ofta kallas Generation IV består i huvudsak av tre delar: en reaktor som kan klyva med snabba neutroner och alltså flera olika grundämnen, en separationsanläggning där man kan separera ut användbara delar från den använda bränslet, samt en bränsletillverkningsanläggning där man kan göra nytt bränsle av de återvunna bränsle material.
För reaktordelen finns det flera olika förslag på kombinationer av kylmedel och bränsle. Dagen kommersiella reaktorer är termiska och klyver med långsamma neutroner och man använder vatten för att både kyla och bromsa ned neutronerna. För de snabba reaktorerna i ett Gen IV system behövs bara ett kylmedel som inte alls bromsar ned neutronerna. Det finns flera förslag som t. ex. flytande natrium, flytande bly och flytande blandning av bly och vismut. Vilket som är ”bäst” av dessa diskuteras, men på grund av t. ex. brandrisken med natrium anses ofta bly har vissa fördelar men det har också vissa nackdelar.
Syftet med det föreliggande förslaget är att undersöka reaktorsäkerheten ur kemisk synvinkel för bly- och bly-vismutkylda Gen IV-reaktorer. Det finns många säkerhetsbarriärer för att förhindra att kärnkraftsolyckor sker, och ytterligare fler för att förhindra att inget läcker ut till omgivningen, om något skulle hända. De fysiska barriärerna som finns för en kärnreaktors säkra funktion är (generellt): bränslematrisen, kapslingen och kylmedlet (bly-vismut, bly eller annat så som vatten), reaktorkärlet, den primära inneslutningen och den sekundära inneslutningen. Detta projekt fokuserar på den tredje fysiska barriären; kylmedlets, förmåga att fånga och behålla de klyvningsprodukter (både flyktiga och icke-flyktiga) som potentiellt läcker ut från ett skadat bränsle innan de lämnar reaktorkärlet.
Ett problem med bränsleskador i denna typ av reaktorer är att bly är definitionen av ”strålskydd”, så att en primär skada på bränslet skulle vara mycket svår att upptäcka under normal drift. Kan man då se att blyet har en fångande förmåga skulle bidraget till säkerheten vara betydande. Man får dessutom tid att fatta nödvändiga beslut om motåtgärder. Idag är kunskapen om blyets ”fångande” förmåga inte undersökt för många relevanta ämnen. Detta gäller både normaldrift och vid eventuella olycksscenarior. Genom att känna till denna typ av kemi och vilka konsekvenser de bildade föreningarna kan ha på omgivande material, kan tidiga avlastningsåtgärder utformas från början.
Syftet med projektet är att tillhandahålla tillräckliga experimentella data på en atomistisk nivå för vidareutveckling av säkerhetssystem för Gen IV-reaktorer, i detta fall kylda med bly eller en bly-vismut blandning.
English: The purpose of the present proposal is to investigate the reactor safety from a chemical point of view for Lead and Lead-Cooled Gen IV Reactors.The physical barriers set up for a safe functioning of a nuclear reactor are (generally): the fuel matrix, the cladding, and the coolant (Lead-Bismuth eutectic or LBE, Pb, other), reactor vessel, primary containment and the secondary containment.The objectives of the present proposal focus on the 3rdphysical barrier (the coolant) capability of retaining and contain the potential fission products (both volatile and non-volatile) release from a damaged fuel pin before leaving the reactor vessel.The aim of the project is to provide sufficient experimental data at an atomistic level for further development of safety systems for Gen IV reactors, in this case cooled with Pb or LBE.
The hypothesis to be studied are that the majority of the resulted fission products will be retained and immobilized in the LBE or PB, forming either chemical very stable species through a very fast kinetics or the diffusion and the release of the fission products or their components into a gas phase (e.g. air) is very slow.
We will test our formed hypotheses through a combination of empirical measurements and numerical modelling in an interdisciplinary collaboration between nuclear chemistry and environmental inorganic chemistry.
Snabba tidskorrelationer mellan neutroner och gammastrålning för kärnämneskontroll i Gen-IV-system (2019-05011): Debora Trombetta (Fast Time Correlations between Neutrons and Gamma Irradiation for Nuclear Safeguards in Gen-IV Systems)