Under-moderation in PWRs is of real interest for nuclear fuel conversion. One promising approach is to replace the light water coolant with heavy water, which improves fuel conversion in a faster neutron spectrum. However, this change renders obsolete the previous reactivity management methods used in light-water PWRs and therefore requires the development of new solutions. One approach is to use the Spectral Shift Control (SSC) concept. This concept proposes to manage reactivity within the reactor by thermally adjusting its neutron flux. Based on studies carried out in the 1950s and tested in the 1960s with the BR3 reactor, one solution involves gradually adding light water to the coolant during the cycle, thereby softening the neutron flux. However, this method deteriorates the initial quality of the coolant, requiring additional costs to restore the initial concentration of heavy water between each cycle. An alternative consists of inserting moderator rods made of ZrH2 within the reactor to soften the core locally while preserving the initial state of the coolant locally. This method has shown promising conversion results, similar to the traditional method of adding light water while preserving the quality of the coolant for 180 days. This concept was tested and validated on a D2O-cooled PWR-like SMR core operating with a thorium-uranium cycle. At the same time, additional studies were carried out on alternative cycles, such as the thorium-plutonium cycle, to observe the benefits of under-moderation.

Under-moderering i tryckvattenreaktorer (PWR) är av stort intresse för kärnbränsleomvandling. En lovande strategi är att ersätta lättvatten som kylmedel med tungt vatten, vilket förbättrar bränsleomvandlingen genom att skapa ett snabbare neutron-spektrum. Denna förändring gör dock de tidigare reaktivitetsstyrningsmetoderna för lättvattenreaktorer obsoleta och kräver därför utveckling av nya lösningar. Ett tillvägagångssätt är att använda konceptet Spektral Skiftkontroll (SSC). Detta koncept föreslår att reaktiviteten i reaktorn hanteras genom att termiskt justera neutronflödet. En lösning, baserad på studier från 1950-talet och testad under 1960-talet med BR3-reaktorn, innebär en gradvis tillsats av lättvatten till kylmedlet under driftcykeln, vilket mjukar upp neutronflödet. Denna metod försämrar dock kylmedlets ursprungliga kvalitet, vilket medför extra kostnader för att återställa tungvattnets koncentration mellan cyklerna. Ett alternativ är att använda moderatorstavar av ZrH2 i reaktorn vilket lokalt mjukar upp neutronflödet samtidigt som kylmedlets ursprungliga tillstånd bibehålls. Denna metod har visat lovande resultat för bränsleomvandling, liknande den traditionella metoden med lättvattentillsats, samtidigt som kylmedlets kvalitet bibehålls under 180 dagar. Detta koncept har testats och validerats på en D2O-kyld PWR-liknande SMR-reaktor som drivs med en torium-uran-cykel. Samtidigt har ytterligare studier genomförts på alternativa cykler, såsom torium-plutonium-cykeln, för att undersöka fördelarna med under-moderering.