Analyse multicritère des marges de pilotage d’un réacteur à sel fondu

Multicriteria analysis of operating margins for a molten salt reactor

• Auteur / Autrice : Martin Mascaron
• Direction : Frédéric Bertrand, Elsa Merle
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique des fluides energétique, procédés
• Date : Soutenance le 25/09/2024
• Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble ; 2008-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie (Grenoble ; 2003-....)
• Jury : Président / Présidente : Olivier Boutin
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Laurent Davoust, Axel Laureau, Delphine Gerardin
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Andrei Rineiski, François Lanzetta

Mots clés

Mots clés contrôlés

Échangeurs de chaleur

Combustibles nucléaires

Électrolyse en milieu sels fondus

Mots clés libres

Réacteur à sels fondus

Rsf

Pré-Conception

Pilotage

Contrôle

Molten Salt Reactor

Msr

Preliminary design

Operation

Control

Résumé

Les réacteurs à sels fondus (RSF) sont des réacteurs nucléaires de Génération IV mettant en oeuvre au moins un sel liquide à haute température. Dans ces travaux, on entend par RSF unréacteur où le combustible nucléaire est dissous dans un sel et joue également le rôle du caloporteur. Ce combustible liquide présente des spécificités, et des potentiels atouts par rapportà un réacteur à combustible solide, qui nécessitent d’adapter aux RSF les approches classiques de conception, sûreté, de modélisation, de pilotage (temps court, moins d’un jour) et de gestion des matières sous évolution isotopique (temps long). Une méthodologie de pré-conception et de définition du pilotage d’un RSF est alors proposée dans cette thèse.La méthodologie est ensuite appliquée à un réacteur à sel chlorure incinérateur d’actinides, ARAMIS-P. Le pré-dimensionnement thermohydraulique du RSF sélectionné est discuté etpoursuivi, avec les codes ATOS et CYCLOP, jusqu’au système de conversion d’énergie. Un cycle de Brayton au diazote avec un rendement thermodynamique de 42% est obtenu.Deux stratégies de pilotage du réacteur sont définies pour l’état du réacteur en production, à l’aide du modèle R2P2 élaboré durant ces travaux : SP1 et SP2. Elles ont pour objectif de limiterles variations de température du réacteur ARAMIS-P durant les transitoires de suivi de charge. Les commandes du réacteur sont la réactivité externe, le débit de sel intermédiaire, et lesconditions aux limites de diazote aux bornes de l’échangeur avec le circuit intermédiaire. Pour la SP2, le débit de sel combustible est également une commande, qui permet de limiterdavantage les variations de température de cette stratégie de pilotage, en cohérence avec un objectif de suivi de charge à une rampe de 20 %Pn/min.Un modèle couplant thermohydraulique à l’échelle système et cinétique point pour la neutronique, MOSAICS, est ensuite adapté et utilisé pour évaluer le comportement dynamiquedu réacteur ARAMIS-P lors de transitoires de fonctionnement normal et accidentel. Les stratégies de pilotage proposées permettent effectivement de respecter les consignes lors dusuivi de charge, notamment grâce à l’utilisation de régulations.Enfin, le comportement accidentel du réacteur considéré est évalué avec le modèle MOSAICS. Les accidents mettent en évidence le rôle des contre-réactions et des temps caractéristiques du réacteur. Des accidents conduisant au gel du sel combustible ou intermédiaire sont identifiés et des actions de protection ou de retour à la conception sont discutées en vue d’améliorer l’issue du transitoire. Un retour à la conception évoqué à plusieurs reprises consiste à augmenter la températ re froide du sel intermédiaire. Plus généralement, la mise en oeuvre d’analyses de sensibilité globale avec l’outil URANIE a permis d’identifier des corrélations prometteuses pour caractériser des situations accidentelles avec peu de paramètres de conception et de pilotage.En perspective de ces travaux, il est proposé de poursuivre l’application de la méthodologie de pré-conception, à travers l’étude d’autres accidents et d’autres situations de fonctionnementnormal. La méthodologie pourrait aussi être étendue au pré-dimensionnement d’actionneurs (système de contrôle de la réactivité, vannes, échangeurs pour évacuer la puissance résiduellepar exemple) permettant de mettre en oeuvre les commandes prévues par la stratégie de pilotage du RSF.

Molten salt reactors (MSR) are Generation IV nuclear reactors, employing at least one salt, liquid at high temperature. In this work, MSR refer to reactors in which the nuclear fuel isdissolved into a salt that is circulated to transfer heat. The use of liquid fuel presents specificities, with potential advantages over solid fuel reactors, that require an adaptation ofclassical approaches for design, safety, modeling, control (short-term, less than a day) and nuclear materials management (long-term control). A methodology to produce a preliminarydesign and define a control strategy for MSR is thus proposed in this work.The methodology is then applied to a chloride-salt actinide burner reactor, ARAMIS-P. The preliminary thermal-hydraulics design of the selected MSR is discussed and completed by apower conversion system, using the ATOS and CYCLOP computer codes. A Brayton cycle with nitrogen is designed, with a 42% efficiency in electricity generation.Two control strategies are defined for the reactor-in-power state, thanks to the newly-developed R2P2 model. The two control strategies, labelled SP1 and SP2, enable to limit temperaturevariations in the circuits of ARAMIS-P during load-following transients. The commands for the reactor, i.e. operator-controlled values, are the external reactivity, the intermediate salt flowrate, and the boundary conditions of nitrogen at the inlet of the heat exchanger between the gas and the intermediate circuit. CS2 has another command which is the fuel salt flow rate, allowing to further decrease temperature variations in the reactor, enabling to perform load-following transients with 20 %Pn/min ramps.A model coupling system-scale thermal-hydraulics to neutron point kinetics, MOSAICS, is then adapted and used to evaluate the dynamic behavior of the ARAMIS-P MSR under normal andaccidental operation transients. The proposed control strategies are able to follow the set-points during load variation transients, even more so with the use of regulations.Finally, the reactor behavior in accident conditions is evaluated using MOSAICS. The accidents highlight the role of reactivity feedbacks and the reactor’s characteristic times. Accidents thatlead to fuel or intermediate salt freezing are identified and protection actions or design feedbacks are discussed in order to improve the reactor behavior. One of the design feedbacksput forward consists in raising the cold leg temperature in the intermediate circuit. More generally, carrying out global sensitivity analyses using the URANIE code helped the identification of promising correlations, enabling the characterization of accidental transients based on a few design and control parameters.As a perspective to this thesis, it is proposed to continue the application of the preliminary design methodology with the analysis of other accidents and normal operation transients. The methodology could also be extended to the preliminary design of actuators (reactivity control system, valves, exchangers to evacuate decay heat for example) that will implement the commands required by the control strategy of the MSR.