Energy From Thorium Discussion Forum

http://lpsc.in2p3.fr/gpr/gpr/rsfE.htm
Parametric Studies of Molten Salt Reactors (MSR) and the Thorium Fuel Cycle
Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie
LPSC > Scientific projects > The Reactor Physics Group > Systems and scenarios

Actually, I think the nuclear share in France is closer to 80%.

More importantly though, there is some very interesting research going on in France, for example :

One of the co-authors of the above report, Dr. Daniel Heuer (Directeur de Recherche CNRS), was kind enough to reply to a querry I sent to their group.

I sincerely hope that they take the time to join the discussion on this forum.
I believe that we would all benefit -- Kirk is providing a truly wonderful service.

I have read most of their papers and in my opinion they are doing excellent work.

Merci beaucoup pour votre réponse.

Eh oui, vous avez bien compris la proposition: "il s'agirait de remplacer les grappes et le caloporteur présent dans les tubes de force par une circulation de sel."

J'ajouterais seulement que, évidement, toute la géométrie changerait en même temps -- soit le diamètre de tubes porte-combustible, ainsi que le "lattice pitch," pour optimiser la neutronique, et minimiser le dégagement de chaleur dans le modérateur.....

En ce qui concerne l'enrichissement isotopique du *combustible* - pour la conception du réacteur CANDU avancée (soit le CANDU "ACR" avec modérateur D2O et caloporteur H2O), on prévoie de l'uranium au ~2% U235. (Voir tableau ci-joint, ainsi que le texte "What is AECL's next-generation "Advanced CANDU Reactor (ACR)?" au http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionA.htm#ngcandu )

Pour répondre à vos questions:

- le Zr présent pour isoler l'eau lourde du sel ne capture t-il pas trop (perte de régénération) ?

réponse:
Parce que les "tubes de force" ( = "Pressure Tubes" = PT) ne seront plus sous pression, comme c'est le cas présentement, avec du calo d'eau lourde, l'épaisseur du paroi peut être réduite de façon significative.
De plus, il ne serait plus nécessaire de mettre les tubes de force a l'horizontal pour accommoder les deux machines de rechargement de combustible (un de chaque coté -- voir images ci-joint).
En les mettant en vertical, on élimine d'un seul coup le charge lourd de grappes de combustible sur ces tubes (responsable du problème de « sagging » avec potentiel d’un contact éventuel avec les tubes concentriques de modérateur…. Voir image ci-joint).


- la température du sel est de 630 °C, est-ce pas trop pour avoir une isolation thermique suffisante ?

réponse:
Il n'y a pas question d'éliminer complètement le transfert de chaleur au modérateur. Il s'agit plutôt de le diminuer à un faible pourcentage de chaleur amené au modérateur par les gammas et les neutrons rapides. Ce dernier est faisable, a mon avis.


- quel est l'effet de l'eau lourde sur les coefficients de température
(coef de dilatation et modification de la thermalisation des neutrons)

réponse:
Veuillez SVP lire les textes suivants affichées par mon collègue, le physicien Dr Jeremy Whitlock, sur son site-web "Canadian Nuclear FAQ" :
1) "Why do CANDU reactors have a "positive void coefficient"? au http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionD.htm#s et
2) "How do CANDU reactors meet high safety standards, despite having a "positive void coefficient"? au http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionD.htm#t

Mais cet effet de l'eau lourde sur les coefficients de température sera sûrement diffèrent pour un réacteur MSR-D2O, comme vous pouvez l’imaginer, avec une géométrie totalement différente, et un enrichissement plus elevé…...

J'espère que ceci vous aidera dans les simulations pour vérifier tout ça.


Bien à vous,

Jaro Franta, Ing.

A fertile radial blanket surrounds the core. It contains a
binary fluoride salt LiF - ThF4 , with 28 mole % of 232Th.
This blanket has been designed such that it stops
approximately 80 % of the neutrons, thus protecting
external structures from irradiation while improving the
system’s breeding. The salt channel is also surrounded by
two axial reflectors. These reflectors are made of ZrC in
order to avoid the use of a moderator material.

The general concept of the Thorium Molten Salt
Reactor (TMSR) is a 2500 MWth (1 GWe) reactor
operated in the 232Th/233U fuel cycle. In this article, TMSRs
may be started directly with 233U or with Plutonium and
minor actinides, mixed with Thorium. The reactor is
composed of a single large fuel salt channel, 1.25m radius
and 2.60m height, as shown on Fig. 1. One third of the 20
m3 of fuel salt circulates in external circuits and, as a
consequence, outside of the neutron flux.

We assume that helium bubbling in the salt circuit is able
to extract the gaseous Fission Products (FP) and the noble
metals within 30 seconds1,3.

We also consider an off-line
reprocessing of the total salt volume in a separate chemical
unit, with a complete extraction of the FPs. In this
reprocessing, the TRUs are not extracted but are reinserted
in the core to insure their self-burning in the TMSR. This
off-line reprocessing will be discussed in paragraph III.A.
We also assume that the 233U produced in the blanket is
extracted within a 6 month period.

I suspect that the French are interested in LFTR technology as an alternative to their failed LMFBR program.

I have not had any response to this message, so I have no idea whether they have decided to do any work on the D2O-MSR.
If they have, it would likely be the first ever.

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