De l'évolution des matières à la puissance résiduelle, quels impacts sur l'extraction de chaleur et le confinement des matières d'un Réacteur à Sels Fondus incinérateur ? / From materials depletion to decay heat, which impacts on heat removal and radionuclides containment of a burner Molten Salt Reactor ?

par Jad Halwani (LPSC/SUBATECH)

jeudi 22 oct. 2026, 14:00 → 16:00 Europe/Paris

LPSC à Grenoble

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Résumé académique français
La puissance résiduelle désigne l’énergie thermique émise après l’arrêt du réacteur par désintégrations des matières radioactives. Son évacuation, assurée par des échangeurs de chaleur dédiés appelés systèmes d’Évacuation de la Puissance Résiduelle (EPuR), est une des fonctions de sûreté avec la maîtrise de la réactivité et le confinement des matières radioactives. Dans le cas des Réacteurs à Sels Fondus (RSF) considérés dans ce travail, dont le combustible est sous forme liquide et circulant, l’évacuation de la puissance résiduelle et le confinement des matières radioactives doit être assurée pour plusieurs termes sources (sel combustible irradié, produits de fissions extraits) et à plusieurs localisations (circuit combustible, réservoirs de sel, circuit de traitement des produits de fission).
Ces travaux de thèse ont pour objectif d’étudier l’évacuation de la puissance résiduelle et le confinement des matières radioactives d’un Réacteur à Sels Fondus (RSF) incinérateur. Dans cette optique, le code CEREIS couplé au code d’évolution SERPENT2 a été développé pour simuler les contrôles intervenant sur le sel combustible, calculer les inventaires des matières et estimer le potentiel rédox du sel combustible. Le code CEREIS a fait l’objet de premières comparaisons avec les codes REM (CNRS/LPSC) et MOSARELA (CEA).
A l’aide du code CEREIS, une caractérisation de la puissance résiduelle et de ses sensibilités aux données nucléaires, au design et à la modélisation ont été réalisées. Une étude d’identification et d’impact de potentiels noyaux dits Pandémonium, biais expérimental affectant la mesure des énergies moyennes de décroissance et l’estimation de la puissance résiduelle, a également été réalisée. Enfin, l’impact d’une perte du contrôle RedOx sur le confinement des matières a été exploré.
De plus l’intégration des fonctions fondamentales de sûreté dans le design d’ARAMIS-A, à l’interface de différentes disciplines et institutions, a été réalisée dans un cadre associant conception et sûreté nucléaire. Différent aspects ont été étudiés , notamment l’identification de lignes de défense et de barrières de confinement du sel combustible et des produits de fission gazeux extraits ; ainsi que les délais de grâce avant fusion des matériaux de structure en cas de perte des systèmes d’EPuR.

English academic summary
Decay heat (DH) is defined as the thermal energy released following a nuclear reactor shutdown by radioactive decays. Its removal, ensured by dedicated heat exchangers called Decay Heat Removal (DHR) systems, constitutes one of the fundamental safety functions with reactivity control and radionuclides containment. For Molten Salt Reactors (MSR), for which the fuel is in liquid form and circulates, effective removal of decay heat and radionuclides containment are required for different source terms (depleted fuel salt, removed fission products) across multiple locations (fuel loop, storage tanks, fission products reprocessing loop). The goal of this PhD is to study decay heat removal and radionuclides containment for a burner Molten Salt Reactor (MSR). For this purpose, the CEREIS code coupled to the depletion code SERPENT2 was developed to perform controls during fuel irradiation, calculate radionuclides inventories and estimate redox potential. First comparisons were performed with REM (CNRS/LPSC) and MOSARELA (CEA) codes.
Based on CEREIS outputs, decay heat characterization and sensitivity studies to design, modeling and nuclear data were performed. A study to identify and assess the impact of potential Pandemonium nuclei, an experimental bias on mean decay energy measurements and decay heat calculation, was also performed. Finally, .the impact of loss of redox control on radionuclides containment was explored.
Furthermore, the integration of the fundamental safety functions into ARAMIS-A design, at the interface between different disciplines and institutions, was performed in a framework combining design and nuclear safety.Different aspects were studied, as lines of defense and fuel salt and removed gaseous fissions products containment barriers ; as well as grace periods before structure materials melt following DHR systems loss.