Impact des données nucléaires sur la sûreté des réacteurs à sels fondus

Sujet de thèse pour la rentrée 2025

Activités de recherche au laboratoire Subatech : http://www-subatech.in2p3.fr/fr/recherche/equipes/sen/recherche/simulations-reacteurs-etpuissance-residuelle

Ces travaux sont réalisés en collaboration avec le groupe MSFR du LPSC Grenoble : https://lpsc.in2p3.fr/index.php/fr/groupes-de-physique/msfr/presentation

Directrice de thèse : Lydie Giot – Enseignante - Chercheuse Laboratoire SUBATECH, Institut Mines Telecom Atlantique Adresse : 4, rue Alfred Kastler – La Chantrerie – BP 20722 – 44307 Nantes Cedex 3, FRANCE Tel : 00 33 +2 51 85 86 66 Email : giot@subatech.in2p3.fr

Contexte :

Les Réacteurs nucléaires à Sels Fondus (RSF) ont un grand potentiel en termes de sûreté et de flexibilité. Il s’agit de réacteurs dont le combustible est dissous dans un mélange de sels fondus (liquide), jouant le rôle de caloporteur. Le sel circule dans le circuit combustible au travers d’une zone appelée « coeur » où il est rendu critique par géométrie, produisant ainsi de la chaleur, qu’il restitue en traversant un échangeur de chaleur, permettant ainsi de valoriser l’énergie produite, soit sous forme de chaleur (rôle calogène), soit sous forme d’électricité (rôle électrogène). Ce type de réacteur se caractérise par son comportement intrinsèquement stable, et sa versatilité (choix du cycle, choix du spectre neutronique, choix du sel, etc.) et donc la polyvalence de ses applications (réacteur électrogène sur une gamme allant de la petite à la très grosse puissance, incinérateur de déchets à forte activité et à vie longue par transmutation, etc.). Ces qualités étant recherchées dans le contexte nucléaire actuel, les Réacteurs à Sels Fondus suscite un fort regain d’intérêt en France et à l’international avec aussi l’émergence de nouveaux acteurs tels que les startups. L’identification et l’amélioration de la compréhension des phénomènes liés à la sûreté des concepts RSF associée à leur modélisation est un enjeu important de R&D pour combler le gap entre les concepts proposés et un déploiement industriel tout en répondant aux exigences des référentiels de sûreté. Dans cette optique, l'évaluation et l'amélioration des capacités prédictives des outils de modélisation et des données nucléaires qui sont utilisées constitue un axe de R&D important. La chaine de calcul CEREIS (Python

SERPENT 2) développée dans le cadre des activités de modélisation des RSF à Subatech en collaboration avec l’équipe MSFR du laboratoire du LPSC de Grenoble (projet européen SAMOSAFER 2019-2023, projet national ISAC 2022-2026) permet le calcul du terme source et de la puissance résiduelle à prendre en compte en cas de situations accidentelles. En parallèle, dans le cadre du projet national NEEDS/SUDEC, le code COCODRILO visant à déterminer via une approche Monte-Carlo l’impact des incertitudes des données nucléaires de décroissance sur le calcul de la puissance résiduelle a été développé.

Offre de thèse :

Le sujet de thèse proposé ici s’inscrit dans l’évaluation de la sûreté des RSF et les liens avec les données nucléaires et les incertitudes associées. La partie de la thèse financée via le projet européen ENDURANCE sera centrée sur les calculs de terme source, de puissance résiduelle et des incertitudes associées dues aux données nucléaires (sections efficaces et données de décroissance) avec une approche Monte-Carlo. La partie de la thèse financée via le projet APRENDE est dédiée aux profils de sensibilité des données nucléaires sur les paramètres de sûreté des RSF. Des études seront également réalisées dans ce projet sur l’impact de nouvelles mesures de rendements de fission à différentes énergies neutron sur le calcul de la puissance résiduelle pour des concepts RSF. Dans le cadre du projet européen ENDURANCE (EU kNowleDge hUb enAbling molteN salt reaCtor safety development and dEployment) et le WP4 (Modeling and simulations to enable safety assessment and licensing) coordonné par l’IRSN, des chaînes de calcul visant à fournir un calcul de type BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty) sont développées. L’approche BEPU est une méthodologie qui permet de mieux connaître et comprendre les incertitudes et les biais inhérents à des analyses de sûreté. La chaîne de calcul CEREIS mise au point dans le projet européen SAMOSAFER et le projet national France Relance ISAC avec contrôle de la composition et de la réactivité en ligne sera utilisée afin de fournir la modélisation du terme source et de la puissance résiduelle du combustible dans les localisations des différents concepts réacteurs à sels fondus qui vont être étudiés : concept de référence MSFR de 3 GWth retenu par le Forum Génération IV pour le cycle Th/U et un MSFR de 3 GWth utilisant des sels de chlorure en cycle U/Pu envisagé comme solution pour fermer le cycle du combustible. Une évaluation des incertitudes associées aux données nucléaires (sections efficaces, données de décroissance) sera réalisée en couplant les codes COCODRILO et COCONUST actuellement en cours de développement à Subatech et au LPSC. L’étudiant-e pourra également éventuellement participer aux échanges qui auront dans le WP1 coordonné par le CNRS visant à identifier les besoins en R&D liés à la conception, l’exploitation et la sûreté des RSF. Dans le cadre du projet APRENDE (Addressing PRiorities of Evaluated Nuclear Data in Europe), la sensibilité des incertitudes des données nucléaires (JEFF3-3, JEFF4.0) sera évaluée sur les paramètres liés à la réactivité (keff, beff,, coefficients de contre-réaction Doppler et de densité) pour les deux concepts MSFR de 3GWth (cycles Th/U et U/Pu) pour un calcul statique puis en évolution. Des mesures récentes réalisées au GANIL en cinématique inverse ont donné accès pour la première fois à la distribution des rendements de la fission du 239Pu induite par neutron à différentes énergies d’excitation. Certains des concepts de quatrième génération comme par exemple les réacteurs à sels fondus, peuvent avoir un spectre de flux neutronique avec différentes composantes en énergie. Ces nouvelles données contribueront à mieux contraindre les calculs de puissance résiduelle et de terme source, ainsi que l'analyse de sûreté associée.

Compétences développées :

Modélisation et simulation
Physique nucléaire et des réacteurs
Programmation en PYTHON pour l’extraction et l’analyse des résultats
Code de simulation neutronique ; SERPENT 2
Utilisation d’une ferme de calcul

Profil :

Étudiant en d’école d’ingénieur (A3) ou de Master 2 ayant déjà des connaissances en physique nucléaire, physique des réacteurs simulation numériques, méthodes Monte Carlo
La maitrise des outils informatiques (Linux…), de la logique des langages de programmation seront très fortement appréciés.
Intérêt certain pour la programmation nécessaire.

Un stage de Master 2 ou de dernière année d’école d’ingénieurs est proposé sur la même thématique en amont de cette offre de thèse dont le financement est déjà acquis