Power systems in many countries are stressed towards their stability limit. If these stable systems experience any unexpected contingencies, or disturbances, there is a significant risk of instability, which may lead to wide-spread blackout. Existing methods to minimize the risk of stability and excessive frequency decline; need to be redeveloped to address these new challenges. This research project will develop a new emergency control methodology, which can more effectively prevent power system frequency and voltage instability under emergency conditions. Frequency and voltage instability are two major concerns in power system operation. The primary aim of this project is to develop new optimal load shedding techniques, which are able to better address various voltage and frequency instability issues for power systems emergency control purpose. In this thesis, new approach of load shedding for frequency and voltage stability are presented. For the load shedding to prevent frequency collapse, System Frequency Respond – Under Frequency Load Shedding (SFR-UFLS) from the previous approach has been redeveloped to compute an optimal load shedding scheme. The limitation of previous optimal load shed method is that they only shed load following one particular contingency event. As an improvement of this method, we developed a technique that protects against a range of contingencies. For the load shedding to prevent voltage collapse, The proposed method is then tested on the 39-bus New England test system. Generators are of different importance to the system in terms of voltage stability. It is essential to investigate generators’ impact on system voltage stability. The theory of the normal forms of diffeomorphism is used to analyze the power flow equations, and then nonlinear active participation factor is obtained and is used to determine the influence of generators on voltage stability. By using this method, the nonlinearity of power systems can be taken into consideration while the computational efficiency is maintained. Therefore, the impact of generators can be measured with more accuracy even for the cases in which the system is characterized with strong nonlinearity. In order to show the validity of the proposed method, the IEEE 14-bus test system and the New England 39-bus power system are used as case studies. The steady-state voltage stability index verifies the proposed method. The results show that nonlinear active participation factor can describe the characteristics even when power systems are operating at a highly stressed condition.

Ce travail de thèse se place dans le contexte des études d’accidents graves sur les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Dans le cadre de la démarche de conception et de sûreté, tous les types d’accidents doivent être étudiés afin d’assurer l’exhaustivité de l’analyse de sûreté, en traitant la variabilité des scénarios accidentels et en quantifiant les marges de sûreté. Pour cela, des outils physiques sont développés pour être couplés à des techniques avancées de statistique permettant de répondre rapidement et quantitativement aux questions relatives à la conception du réacteur vis-à-vis des conséquences d’un accident grave et de prendre en compte des incertitudes et de la variabilité des scénarios accidentels. La mise au point de l’outil physique OCARINa (Outil de Calcul analytique Rapide pour les Insertions de réactivité dans un RNR-Na) dédié à la phase primaire du transitoire d’insertion de réactivité non protégée UTOP (Unprotected Transient OverPower) a ainsi fait l’objet de cette thèse. Les travaux ont porté sur l’identification des phénomènes physiques prépondérants, leur modélisation (thermique et thermomécanique), et une contribution à la validation expérimentale et numérique. Enfin, une application de l’intérêt de cet outil a été réalisée à partir de deux études BEPU (Best-Estimate Plus Uncertainties). Elle a permis d’identifier les paramètres les plus influents sur la réponse de l’outil, et de quantifier leur impact vis-à-vis des résultats expérimentaux. / Within the framework of the Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor R&D French program, a new physico-statistical approach is currently followed by the CEA for accident transient calculations in complement to the reference mechanistic codes. This approach involves a fast-running description of extended accident sequences coupling physical models for the main phenomena to advanced statistical analysis techniques. A large number of simulations may be performed in a reasonable computational time while describing all the possible bifurcations of the accident transient. In this context, this PhD work deals with the development (models and results assessment) of the physical tool dedicated to the primary phase of the Unprotected Transient OverPower accident called OCARINa (Outil de Calcul analytique Rapide pour les Insertions de réactivité dans un RNR-Na). The accident main phenomena, their modelling (thermal and thermomechanical models) and a contribution to the experimental and numerical validation are described. Finally a demonstration of BEPU studies has been done, resulting in the identification and the impact quantification of the more influent uncertain parameters on experimental results.

Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides sont une solution à long terme pour la production d’énergie car ils valorisent le Plutonium et peuvent utiliser tout le stock de d’Uranium appauvri. Les contraintes actuelles en termes de sûreté requièrent néanmoins des innovations pour favoriser un comportement naturel du cœur lors de transitoires incidentels en augmentant le temps de grâce et la marge à la fusion. Les innovations apportées aux cœurs (hauteur réduite, cœur hétérogène, puissance volumique limitée) induisent un accroissement de la taille des réacteurs. Cette évolution a des conséquences de sûreté essentiellement positives comme la réduction de l’effet de vidange mais d’autres comme la déformation de la nappe de puissance méritent attention. Cette thèse a permis de mieux appréhender ces spécificités au travers du calcul et de l’analyse des harmoniques du flux puis des matrices de fission. Ces études, en soutien au cœur d’ASTRID, ont permis de conforter les options de conception. / The need for energy is a matter of growing concern in the world today, in relation to global climate change. Nuclear energy is of interest because it does not produce greenhouse gases, and it is able to generate a substantial amount of energy at a given time. However, it needs fissile material to operate. Fuel economy is then a sine qua none condition for the development of this energy. Sodium Fast Reactors are a solution for the future of nuclear energy. These reactors are indeed able to use much less Uranium for the same amount of energy released. However, the safety constraints in accordance with todays standards (“forgiving behavior”) require new core designs, which are highly heterogeneous axially and rather flat. Finally, this evolution in reactor design (reduced power density and limited axial height) implies a significant increase in the reactor diameter. It has consequences from both an economic (Pu inventory, vessel size) and operational (power shape stabilization during irradiation) point of view. The understanding of this phenomena is the topic of this PhD.

The sensitivity of two operational output parameters, criticality and isotopic composition during burnup, to specific design and operational reactor parameters in a Sodium Cooled Fast Reactor, is investigated. The computational simulation tool Serpent is used. The parameters varied include Uranium enrichment, Plutonium content, rod thickness, fuel temperature, and sodium density. In burnup, the development of the fraction of fissile isotopes, isotopes used for measurements, the isotopic composition of Plutonium, and isotopes that complicate fuel reprocessing is displayed. A surrogate model, optimized for use in determining how criticality develops between data points, is used. The results are displayed as plots created in Matlab. The results are discussed, with a focus on how large an effect varying different parameters have on different outputs related to the reactor's operation. It is concluded that the Plutonium content has the largest effect on the isotopic composition and that, based on the performed simulations, MOX fuel is potentially safer than Zirconium alloy fuel in a practical setting.

Ce travail de thèse a consisté à étudier les mécanismes réactionnels et les cinétiques d’interactions sodium-CO2, dans le cadre de l’évaluation d’un système de conversion d’énergie au CO2 supercritique pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. La démarche suivie est la suivante. L’interaction entre le sodium et le CO2 a tout d’abord été mise en évidence par des expériences de laboratoire de type calorimétrie et expériences en four associées à l’analyse des produits formés. Celles-ci ont permis de proposer un mécanisme cohérent, en accord avec les données de la littérature, et ont donné des indications préliminaires sur la cinétique de réaction. Pour évaluer la cinétique de réaction de façon plus approfondie, nous avons cherché à nous rapprocher du phénomène observable dans le cas d’une fuite dans un échangeur de chaleur sodium-CO2. La géométrie de tels échangeurs n’est pas aujourd’hui fixée, même si le développement d’échangeurs compacts est envisagé. Par la suite, des jets libres de CO2 dans du sodium liquide ont été modélisés dans le but d’aboutir, par identification, aux paramètres cinétiques de la réaction. Ceux-ci, estimés à l’aide de ce type de géométrie, resteront valables avec une géométrie plus complexe, représentative de l’échangeur réel. Un banc expérimental a été défini et construit pour réaliser ces jets libres. Les premières études de laboratoire ont conclu à l’existence de mécanismes réactionnels différents selon les niveaux de température. Un seuil a été mis en évidence autour de 500 °C. En dessous de celui-ci, la réaction apparaît modérée, voire lente, d’exothermie moyenne et se produit après une période d’induction, fonction de la température, dont la durée pourrait atteindre plusieurs heures. Au contraire, au dessus de ce seuil, elle semble rapide et plus exothermique. En dessous de 500 °C, il se forme de l’oxalate de sodium, qui réagit ensuite avec le sodium de manière exothermique, suivant les réactions : CO2 + Na ! 1/4 Na2C2O4 + 1/ CO + 1/4 Na2CO3 (1) 4 Na + Na2C2O4 ! 3 Na2O + CO + C (2) Au dessus de 500 °C, il se forme du carbonate de sodium, susceptible de réagir ensuite avec le sodium avec une faible chaleur de réaction, de façon endothermique : 4 Na + 3 CO2 ! 2 Na2CO3 + C (3) 4 Na + Na2CO3 ! 3 Na2O + C (4) Cette dernière réaction a été observée en calorimétrie. La réaction a également été étudiée par l’élaboration d’un modèle de jet réactif de CO2 dans du sodium liquide. Ce modèle est fondé sur une hydrodynamique permettant de calculer les vitesses et les débits au sein du jet. Il ne prend pas en compte les phénomènes de glissement entre les phases gazeuse et liquide et repose sur une description homogène du jet. Ce modèle a été validé sur le couple eau-sodium dans les années 1980-1990. Les réactions chimiques et les cinétiques associées, de type Arrhenius, y ont ensuite été introduites. Les facteurs pré-exponentiels des constantes de vitesse et les énergies d’activation sont les paramètres à identifier. Les valeurs prises par les températures en chaque point du jet dépendent de ces paramètres cinétiques, et selon la valeur des constantes de vitesse, il est possible de définir trois domaines où la vitesse de la réaction est lente, modérée ou rapide. Un banc expérimental, appelé DISCO2 (Détermination des Interactions Sodium-CO2), permettant d’estimer les paramètres cinétiques, a été réalisé au CEA de Cadarache. DISCO2 permet de réaliser des jets réactifs de CO2 dans du sodium liquide et d’enregistrer les températures à différentes distances axiales et radiales dans le jet à l’aide d’un peigne de thermocouples. Des essais réalisés dans les deux gammes de température précitées, ont permis de retrouver le seuil de température mis en évidence en calorimétrie. Les campagnes expérimentales menées au cours de la thèse ont permis d’estimer les paramètres dans les deux domaines de température et de consolider le scénario réactionnel. Deux séries de paramètres ont été estimés, chacune dans une des zones délimitées par le seuil de température. Le mécanisme réactionnel introduit dans le modèle a été adapté à chaque zone de température. Les réactions (1) et (3) ont dans un premier temps été considérées comme prépondérantes dans chaque zone, puis le mécanisme a été amélioré en ajoutant les réactions (2) et (4), réactions successives et concurrentes, respectivement des réactions (1) et (3). La deuxième option s’est révélée meilleure dans les deux zones. Le système sodium-CO2 est exothermique et sa réaction est moins vigoureuse, mais plus complexe, que celle du sodium avec l’eau. En effet, elle dépend de la température et, en fonction du lieu où elle prend place dans un échangeur de chaleur, elle ne formera pas les mêmes produits de réaction. Les éléments de modélisation et de cinétique chimique issus de ce travail servent de données d’entrée à l’étude globale de l’interaction Na-CO2 dans les systèmes envisagés, qui permettra de déterminer les dispositifs de détection, sûreté et mitigation associés. / This PhD study consisted in studying reactive mechanisms and kinetics of sodium-CO2 interactions, in the frame of the assessment of an energy conversion system with supercritical CO2 for fast breeder reactors cooled by sodium. The approach was the following. First of all, the interactions between sodium and CO2 have been brought to light by laboratory experiments associated with products analysis. They have enabled the establishment of a coherent mechanism, in agreement with literature data, and gave preliminary indications on the reaction kinetics. In order to estimate a more detailed reaction kinetics, we tried to approach the phenomenon that appears in the case of a leak in a sodium-CO2 heat exchanger. Geometry of such heat exchangers is not fixed for the moment, even if the development of compact exchangers is foreseen. Then, free jets of CO2 in liquid sodium have been modeled in order to obtain, by identification, kinetics parameters of the reaction. Those parameters, estimated with such a geometry, will remain valid with a much complex geometry, that will better represent the real exchanger. An experimental bench has been defined and built to realize those jets. The first laboratory experiments have concluded in the existence of different reactive mechanisms according to the temperature level. A threshold has been brought to light around 500 °C. Below this one, reaction appears moderated, or even, slow, with a medium exothermicity, and appears after an induction period that depends on the temperature, and which duration could reach several hours. At contrary, above this threshold, it seems rapid and more exothermic. Below 500 °C, sodium oxalate is produced, and then reacts with sodium in an exothermic way, following the reactions : CO2 + Na ! 1/4 Na2C2O4 + 1/4 CO + 1/4 Na2CO3 (5) 4 Na + Na2C2O4 ! 3 Na2O + CO + C (6) Above 500 °C, sodium carbonate is produced, and can then possibly react with sodium in an endothermic way, following the reactions : 4 Na + 3 CO2 ! 2 Na2CO3 + C (7) 4 Na + Na2CO3 ! 3 Na2O + C (8) This last reaction has been observed in calorimetry. Reaction has also been studied with the development of a model of a reactive CO2 jet in liquid sodium. This model is based on an hydrodynamics that enables the calculation of speed and flow rates within the jet. It does not take into account sliding phenomenon between liquid and gaseous phases, and propose an homogeneous description of the jet. This model has been validated with sodium-water system during the years 1980-1990. Chemical reactions and associated kinetics, of an Arrhenius type, have been introduced. Pre-exponential factors and activation energies are the parameters to identify. Values taken by temperatures in every point of the jet depend on those parameters, and, according to their values, it is possible to define three areas where the reaction is slow, moderated or rapid. An experimental bench, called DISCO2 (Determination of Sodium-CO2 interactions), that enable the estimation of kinetics parameters, has been built in the CEA of Cadarache. DISCO2 enables to realize reactive jets of CO2 in liquid sodium and to record temperatures within the jet, thanks to a comb of thermocouples. Tests carried out in the two above mentionned ranges of temperature have enabled to find again the temperature threshold seen in calorimetric studies. Experimental campaigns have enabled to estimate parameters in both fields of temperature and to strengthen the reactive mechanism. Two series of parameters have been estimated, each one in both fields of temperature. The reactionnal mechanism introduced into the model was adapted to each area of temperature. The reactions (5) and (7) were initiallyregarded as dominating in each area. Then mechanism has been improved with the addition of reactions (6) and (8), successive and competitor to reactions (5) and (7). The second option appeared better in both areas. Sodium-CO2 system is exothermic and its reaction is less vigorous, but more complex than the one between sodium and water. In fact, it depends on temperature and, according to the place where it takes place, in a heat exchanger, it will not form the same products. Modeling and elements of chemical kinetics resulting from this study will be considered as entry data to the global study of sodium-CO2 interaction in foreseen systems. They will enable the determination of the associated detection, safety and mitigation devices.

Les faisceaux d'aiguilles des assemblages combustibles des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) se déforment au cours de leur irradiation, ce qui impacte l’écoulement du caloporteur et la distribution de températures dans l’assemblage, dont la connaissance est essentielle pour la démonstration de sûreté. De plus, les mécanismes à l’origine de cette déformation, à savoir le gonflement et le fluage thermique et d’irradiation, dépendent fortement de la température de la gaine du combustible, d'où l'existence d'un couplage entre les évolutions thermo-hydraulique et thermomécanique des assemblages. Par le passé, ce couplage a été négligé dans les simulations numériques, et une approche plus conservative a été privilégiée : les simulations thermo-hydrauliques étaient réalisées sans tenir compte de la déformation géométrique, et les distributions de températures résultantes étaient utilisées comme des données d'entrée pour les simulations thermomécaniques. L'objectif de cette thèse est de définir une méthodologie pour l'évaluation du comportement des assemblages combustibles de type RNR-Na sous irradiation en prenant en compte le couplage entre leurs évolutions thermo-hydraulique et thermomécanique.A cet effet, un nouveau couplage numérique a été développé entre le code industriel de dynamique des fluides numérique (CFD) STAR-CCM+ et DOMAJEUR2, code basé sur la méthode aux éléments finis, développé par le CEA et dédié à la modélisation du comportement thermomécanique des assemblages combustibles RNR-Na sous irradiation. Ce couplage a été réalisé par l'échange de la déformation de la gaine, calculée par DOMAJEUR2, et de son champ de températures, obtenu avec le modèle CFD qui prend en compte de manière explicite la déformation géométrique des aiguilles combustibles. De plus, les conditions aux limites thermo-hydrauliques utilisées dans les simulations CFD, comme le débit massique de sodium dans le faisceau, sont ajustées pour tenir compte de cette déformation.Cette méthodologie a été appliquée à des faisceaux respectivement de 7 et 19 aiguilles combustibles munies de fils espaceurs, avec des caractéristiques géométriques et des conditions aux limites représentatives des RNR-Na de quatrième génération, ont été analysés. Dans le cas des faisceaux combustibles fortement irradiés, les simulations couplées conduisent à une réduction significative de la déformation diamétrale des aiguilles combustibles, par rapport aux simulations non couplées, causée par la prise en compte de l'augmentation de la température de la gaine induite par la déformation. En raison de la déformation plus faible, la contrainte maximale de la gaine a été réduite. De plus, des simulations ont été menées afin de vérifier que, en situation de fonctionnement normal, la dépendance de la neutronique à l’évolution de la thermo-hydraulique et de la thermomécanique est faible. Enfin, une contribution à la validation de cette méthodologie de simulation couplée a été réalisée avec un benchmark numérique basé sur un outil de simulation couplé existant et en simulant l'irradiation d'un assemblage combustible expérimental. Contrairement à l'approche innovante développée dans le cadre de ce travail de thèse, l'outil de simulation existant utilise un modèle thermo-hydraulique simplifié et ne tient pas compte de l'impact de la déformation sur le débit massique du caloporteur, qui, selon les résultats de l'évaluation, a une importance majeure. La simulation de l'irradiation expérimentale a conduit à une déformation maximale de la gaine et un gradient de déformations en accord avec les grandeurs mesurées, bien que des limitations liées aux lois empiriques de gonflement utilisées dans DOMAJEUR2 pour le calcul du gonflement aient été identifiées. La reformulation de ces lois à l'aide de la méthodologie de simulation couplée développée constitue une perspective à ce travail de thèse. / The fuel pin bundles of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) undergo significant geometrical changes during their irradiation, which affect the coolant flow and temperature distributions in the fuel assemblies, the knowledge of which is essential for safety assessments. Moreover, as the mechanisms responsible for the deformation of the fuel bundles, namely the swelling and creep, strongly depend on the fuel cladding temperature, a coupling between the thermal-hydraulic and thermomechanical evolutions of the fuel assemblies exists. In the past, this coupling has been neglected, and a more conservative approach has been preferred. In this conservative approach, the thermal-hydraulic simulations are conducted without considering the geometrical deformation, and the resulting temperature distributions are used as input for the thermomechanical simulations. The objective of this thesis is to define a new methodology for the evaluation of the behavior of SFR fuel bundles under irradiation that considers the coupling between their thermal-hydraulic and thermomechanical evolutions.To this end, a new numerical coupling has been developed between the industrial Computational Fluid Dynamics (CFD) code STAR-CCM+ and DOMAJEUR2, a finite element code dedicated to the modeling of the thermomechanical behavior of SFR fuel assemblies under irradiation. The coupling has been implemented via the exchange of the cladding deformation, calculated by DOMAJEUR2, and its associated temperature field, obtained with a CFD model implemented in STAR-CCM+ that explicitly considers the geometrical deformation of the fuel pins. In addition, the thermal-hydraulic boundary conditions used in the CFD simulations, such as the sodium mass flow rate through the bundle, are also automatically adjusted to account for the deformation.Study cases consisting of bundles of 7 and 19 wire-wrapped fuel pins, with geometrical characteristics and boundary conditions representative of fourth generation SFRs, were analyzed in order to gain insight on the effects of the coupling. For highly irradiated fuel bundles, the coupled simulations were shown to lead to a significant reduction of the diametral strain of the fuel pins, with respect to non-coupled simulations, caused by the deformation-induced cladding temperature increase. Consequence of the lower deformation, the cladding maximal stress was also significantly reduced. Additionally, neutronic simulations were conducted in order to verify that, in nominal operational conditions, its coupling with thermal-hydraulics and thermomechanics is of minor importance. Finally, a contribution to the validation of the developed coupled simulation methodology was realized by performing a numerical benchmark against a preexisting coupled simulation tool, and by simulating the irradiation of an experimental fuel assembly. Unlike the novel approach developed in this work, the preexisting simulation tool employs a simplified thermal-hydraulic model and does not consider the impact of the deformation on the coolant mass flow rate, which was found to be of major importance. The simulation of the experimental irradiation yielded a maximal cladding deformation and deformation gradient that are in good agreement with the measured values, although limitations related to the empirical swelling laws employed in DOMAJEUR2 to compute the swelling were identified. The reformulation of these laws using the developed coupled simulation methodology constitutes a perspective of this work.

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This thesis is a follow up on "SPARC fast reactor design: Design of two passively metal-fuelled sodium-cooled pool-type small modular fast reactors with Autonomous Reactivity Control" by Tobias Lindström (2015). In this thesis the two reactors designed by Lindström in said thesis were evaluated. The goal was to determine the reactors ability to load follow as well as the burnup of the neutron absorber used in the passive control system. To be able to determine the dynamic behaviour of the reactors the reactivity feedbacks of the cores were modelled using Serpent, a Monte Carlo simulation software for 3D neutron transport calculations. These feedbacks were then implemented into a dynamic simulation of the core, primary and secondary circulation and steam generator. The secondary circulation and feedwater flow were used to regulate steam temperature and turbine power. The core was left at constant coolant flow and no control rods were used. The simulations showed that the reactor was able to load follow between 100 % and 40 % of rated power at a speed of 6 % per minute. It was also shown that the reactor could safely adjust its power between 100 % and 10 % of rated power suggesting that load following is possible below 40 % of rated power but at a lower speed. Finally the reactors were allowed compensate for the variations in a week of the Latvian wind power production in order to show one possible application of the reactor.

Abstract In this report I present a study of possible age gradients in the Green Pea galaxy J145735.13+223201.8 to be able to conclude if there is an extended star forming history in such a galaxy. Data are coming from two different sources, highly resolved images in four different wavelengths of stars in the galaxy, and of nebular gas in a narrow band Ha Balmer line filter, from the Hubble Space Telescope (HST), as well as spectral line information from the Sloan Digital Sky Survey (SDSS). I compare the observations with stellar population models from two different libraries, Yggdrasil and Starburst99. Due to the highly resolved images from HST this is one of the first studies of spatially resolved stellar populations in a Green Pea galaxy. With the help from these spatially resolved images it was possible to study star clumps independently from each other. This would not be possible when using only data from SDSS. In this way it was possible to conclude an age difference between the centre of the galaxy and its outskirts. I found that the galaxy has an age gradient at a confidence level greater than 95%.

This work considers the impact of fast reactor fuel cycles on the UK's nuclear waste inventory, focusing on the disposition of the UK's plutonium stockpile and spent fuel from new build nuclear reactors. Reprocessing spent fuel from nuclear reactors has led to a large stockpile of civil plutonium in the UK. At the end of reprocessing the stockpile was estimated to be 112 tonnes. This large stockpile of separated plutonium poses a proliferation concern and there is no strategy at present for UK plutonium disposition. The NDA's position paper in 2014 stated the re-use of plutonium in a reactor as a preferred option. These options included Mixed OXide (MOX) fuelled Pressurised Water Reactors (PWR) and the use of plutonium in a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), PRISM, operated as a once-through plutonium burning fast reactor. As yet a preferred option has not been selected by the government. Nuclear power is the UK's largest source of low-carbon electricity. Current plans aim to build 16 GWe of new reactors by 2050 to replace the UK's current fleet. This work considered PWR MOX and once-through SFRs for UK plutonium disposition, comparing their relative merits to the direct disposal of the plutonium stockpile in a geological repository. The waste performance of disposition options were compared using assessment criteria based on: Technology Readiness Level (TRL), final stockpile mass, repository size and radiotoxicity. To maximise the reduction of the UK's plutonium stockpile, closed SFR fuel cycles were also considered with scenarios aimed at improving waste performance. Once-through and closed SFR fuel cycles were also considered for the disposition of spent fuel from new build reactors. Research presented in this thesis shows that UK waste disposition options are highly dependent on fuel cycle operating parameters. In once-through plutonium disposition options all scenarios increased repository size compared to direct disposal. Once-though SFRs increased repository size the least, where as PWR MOX reduced the stockpile mass most significantly. The most significant improvement in waste performance, using a closed fuel cycle up to 2150, required short reprocessing times and americium reprocessing. There were no additional improvements of significance with curium reprocessing and the choice of metallic or MOX fuelled SFRs had little impact on waste performance. Preferred fuel cycle scenarios are dependent on the priority given to different assessment criteria. To compare fuel cycle scenarios on an even basis, decision analysis methods were presented using assessment criteria results from the fuel cycles modelled in this work. Decision analysis methods were designed so that the reader can apply their own priorities, through the use of weightings, to the assessment criteria to determine preferable fuel cycle scenarios.