Etude du potentiel de concepts innovants de réacteurs à neutrons rapides (RNR) vis-à-vis des exigences du développement durable
Institution:
Paris 11Disciplines:
Directors:
Abstract EN:
This thesis investigates innovative fast reactors (FRs) and the possibility of using different liquid-metal coolants (Pb, Pb-Li7, Pb-Mg). The comparison is made for the requirements of “fourth generation” reactors, as defined in the framework of the Generation IV international forum, and in particular reactor safety. More specifically, two important safety criteria are studied in detail: the issue of the void reactivity effect, which is an inherent drawback of FRs; and the behaviour of the reactor during unprotected transients. The potential of these innovative coolants is investigated through simulations of their use in a concept similar to the Russian project BREST-300. Two options were considered for the fuel: an oxide fuel, which is a mature technology, and an innovative, denser, nitride fuel. A study at low power was complemented by investigations of industrial size cores. A concept similar to the SFR reactor (Sodium Fast Reactor) is taken as the state-of-the-art reference point. These concepts were initially dimensioned using parametric studies covering the main core geometry options, taking into account both neutronics and thermal-hydraulics aspects in steady-state conditions. Furthermore, we propose a systematic approach for evaluating the tolerance to the main accident types (loss of primary flow, transient over-power, loss of heat sink, and over-cooling) based on a quasi-static reactivity approach complemented by the use of a dynamics code. In addition to these studies based on the U-Pu fuel cycle, we show the advantage of using the Th-U fuel cycle as an effective way of reducing the void effect for these innovative FR concepts.
Abstract FR:
Ce travail de thèse montre l’intérêt de différentes options de RNR innovants refroidis par métal liquide (Pb, Pb-Li7, Pb-Mg) relativement aux exigences des réacteurs de « quatrième génération », tels que définis dans le cadre du forum international Generation IV, l’accent étant mis sur la sûreté, en particulier sur deux aspects : le premier est le problème de l’effet de vidange inhérent aux RNR, le second concerne le comportement du réacteur lors de transitoires non protégés. Le potentiel de ces caloporteurs innovants est examiné à travers leur emploi dans un concept similaire au projet russe BREST-300. Nous avons considéré deux options concernant le combustible, à savoir l’oxyde, technologie mature, et le nitrure, combustible dense innovant. Cette étude à puissance réduite est complétée par la recherche de cœurs de taille industrielle. Un concept similaire au réacteur SFR (Sodium Fast Reactor) sert de point de référence représentatif de l’état de l’art. Le prédimensionnement de ces concepts, sous-tendu par des études paramétriques couvrant les options principales concernant la géométrie du cœur, prend en compte les aspects neutroniques et thermohydrauliques à l’équilibre. Nous proposons en outre une approche systématique d’évaluation de la tolérance aux principaux types d’accidents (perte de débit primaire, insertion de réactivité, perte de source froide, sur-refroidissement), reposant sur la méthode du bilan de réactivité quasi-statique, utilisée conjointement avec un code de dynamique. En complément de ces études en cycle U-Pu, nous montrons l’intérêt du cycle Th-U comme moyen efficace de réduction de l’effet de vidange appliqué à ces concepts innovants de RNR.