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v3.2.8
10h00 : Maitre Anna (Réacteurs) (Français)
Abstract : L’incinérateur ARAMIS-A est un réacteur nucléaire de fission à sels fondus en développement. Il fonctionne avec un combustible composé de plutonium et d’américium, isotopes radiotoxiques issus des réacteurs à eau pressurisée. Si ce réacteur permettrait de réduire les inventaires en isotopes jusqu’alors considérés comme des déchets, sa contre-réaction Doppler est quasi-inexistante et seule la contre-réaction de dilatation du sel permet de stabiliser la puissance du réacteur en cas d’insertion de réactivité.
Lors d’une forte insertion de réactivité, la vitesse finie de propagation des ondes de pression peut induire un retard dans la contre-réaction négative résultant de la dilatation du combustible. Il a été montré dans des travaux précédents que par rapport aux résultats obtenus en considérant des fluides incompressibles, les pics de puissance sont jusqu'à 28% plus importants dans les écoulements monophasés, ou environ 300% plus élevés en présence de bulles. Cependant, la plupart des codes de calcul utilisés pour l'analyse transitoire de ces accidents supposent un fluide incompressible ou nécessitent une puissance de calcul élevée.
L'objectif de la thèse est de pouvoir simuler un grand nombre de transitoires supercritiques rapides, en réduisant le temps de calcul par rapport aux études précédentes, et en tenant compte de la compressibilité du fluide et de la présence de plusieurs phases (liquide, vapeur). À cette fin, un outil couplé thermohydraulique-neutronique système multi-1D a été développé et sera présenté lors de ce séminaire. Un modèle thermohydraulique résolvant les équations d’Euler et reposant sur un solveur de Riemann a été implémenté, et le modèle neutronique se base sur un modèle de cinétique point par zone prenant en compte le déplacement des précurseurs de neutrons retardés. Les modèles seront présentés ainsi que des résultats préliminaires.
10h30 : Halwani Jad (Réacteurs) (Oral : Français, slides : English)
Title : Decay heat calculations and safety analyses for ARAMIS-A molten salt reactor
Abstract : Molten Salt Reactor (MSR) is a family of Gen IV nuclear fission reactor in which the fuel is dissolved in a molten salt. Fast chloride MSR is considered as a promising way to close the current French fuel cycle by burning minor actinides produced by nuclear power plants. Indeed, chloride salts properties offer a harder neutron flux and higher actinides solubility which permits to transmute larger amounts of minor actinides in comparison to fluorides salts. The ARAMIS-A concept, designed and studied in the frame of the ISAC (Innovative System for Actinide Conversion) project, belongs to this category.
Decay heat is one of the topics studied in the ISAC project. Decay heat is the heat produced by a nuclear power plant after shutdown, mostly coming from depleted fuel and other materials radioactivity as well as residual fissions. To calculate decay heat, a new code, CEREIS, coupled to depletion code SERPENT2 has been developed. CEREIS operation process will be presented together with calculation results and outlooks.
Decay heat removal is essential to ensure fuel envelope integrity during planned or unplanned reactor shutdown, used fuel and waste treatments, transport and storage. Yet, in the case of MSR, the dispersible aspect of the liquid fuel and possible on-line fuel treatment can lead to several locations, so several decay heat source terms and then several decay heat removal (DHR) systems. Therefore, to fulfill an adequate DHR function reliability, safety analyses with the Lines of Defence method have been applied to identify required fuel salt locations and DHR systems. Results of these analyses and outlooks will be presented.