Soutenance de thèse de GUERITAT Nicolas
Titre de thèse
Etude de la nucléation et du transport des bulles dans un réacteur nucléaire à sels fondus
Study of nucleation and bubble transport in a molten salt nuclear reactor
Résumé de la thèse
Le réacteur à sel fondus (RSF) est un type de réacteur nucléaire dont le combustible est un sel liquide qui assure également le rôle de caloporteur. Cette spécificité engendre de nouveaux défis, notamment liés à la gestion des gaz dissous dans le sel. Ceux-ci peuvent être soit des produits de fission gazeux, générés directement au sein du sel combustible, soit du gaz de couverture, qui compose le ciel de pile au contact de la surface libre et se retrouve également partiellement dissout dans le sel par équilibre de dissolution. L'accumulation de ces gaz et les variations de température dans le réacteur peuvent conduire à leur sursaturation, entraînant la nucléation et la formation de bulles dans le circuit primaire du réacteur. Ces bulles pouvant perturber le fonctionnement du réacteur, il est essentiel de quantifier leur production et d'analyser leur évolution.
Pour cela, deux modèles sont développés. Le premier décrit la croissance par diffusion de noyaux gazeux piégés dans des cavités en paroi du réacteur, jusqu'au détachement d'une bulle. Il s'agit d'un phénomène de nucléation hétérogène dit non classique. Le second modèle décrit la croissance et de transport des bulles au sein du réacteur. Combinés, ces modèles permettent d'évaluer l'impact des bulles à travers le calcul du taux de vide. La méthodologie proposée dans ces travaux est générique, applicable à tout système industriel mettant en jeu un liquide sursaturé au contact d'une surface manufacturée, ces dernières présentant des défauts dont une partie capture systématiquement des noyaux gazeux. C'est le cas dans les RSF, objets de cette thèse, mais également dans les réacteur à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) par exemple.
Dans le cadre de cette thèse, la méthode est appliquée à un concept spécifique de RSF, le réacteur ARAMIS. L'analyse met en évidence la nécessité de la sursaturation en gaz de couverture pour que des bulles soit formées dans le réacteur. Le gaz de couverture occupe donc un rôle tout aussi prépondérant que dans les RNR-Na, malgré la présence supplémentaire de produits de fission gazeux dans le cas du RSF. Deux configurations du réacteur ARAMIS sont étudiées: une avec la pompe en branche froide, une autre avec la pompe en branche chaude. Dans la première, le sel est toujours sursaturé en gaz de couverture, et le taux de vide dépend principalement de la cinétique de croissance des bulles et noyaux gazeux. Dans la seconde, la sursaturation n'apparaît que dans certaines zones, et les bulles formées se redissolvent rapidement.
Plusieurs paramètres du modèle restent mal connus, ce qui a conduit à certains choix de modélisation. Dans le cas de référence appliqué à la configuration avec pompe en branche froide, le taux de vide calculé est faible et son impact sur le fonctionnement du réacteur demeure limité. Une étude paramétrique a ensuite été menée afin d'évaluer l'influence de ces paramètres incertains, tels que les coefficients cinétiques et l'état de surface. Elle montre que, dans le domaine d'incertitude retenu, des taux de vide nettement plus élevés peuvent être atteints, au point de pouvoir significativement altérer le comportement du réacteur. Ces résultats soulignent l'importance de disposer de données plus précises, afin d'améliorer la fiabilité des estimations issues du modèle.
Thesis resume
The molten salt reactor (MSR) is a class of nuclear reactor in which the fuel consists of a liquid salt that simultaneously serves as the coolant. This distinctive feature gives rise to novel challenges, particularly concerning the management of gases dissolved in the salt. These gases may originate either from fission products generated directly within the fuel salt, or from the cover gas that fills the reactor headspace above the free surface and partially dissolves into the salt through equilibrium processes. The accumulation of these gases, coupled with temperature variations in the reactor, can result in supersaturation, thereby inducing nucleation and bubble formation within the primary circuit. As such bubbles may perturb reactor operation, it is essential to quantify their generation and to investigate their subsequent behavior.
To address this issue, two complementary models are developed. The first describes the diffusion-driven growth of gas nuclei trapped within wall cavities of the reactor, up to the detachment of a bubble—a phenomenon referred to as non-classical heterogeneous nucleation. The second model accounts for the growth and transport of bubbles within the reactor. Taken together, these models enable the assessment of bubble effects through the calculation of the void fraction. The methodology proposed in this work is generic, applicable to any industrial system involving a supersaturated liquid in contact with a manufactured surface, which inevitably exhibits defects capable of entrapping gas nuclei. This is the case not only in MSRs, which constitute the focus of this thesis, but also in sodium-cooled fast reactors (SFRs), among others.
Within the scope of this thesis, the methodology is applied to a specific MSR design, the ARAMIS reactor. The analysis reveals that cover gas supersaturation is a necessary condition for bubble formation in the reactor. The role of cover gas is therefore as crucial in MSRs as it is in SFRs, despite the additional presence of fission gases in the MSR context. Two ARAMIS configurations are investigated: one with the pump located in the cold leg, and another with the pump in the hot leg. In the former, the salt is persistently supersaturated with cover gas, and the void fraction depends primarily on the kinetics of bubble and gas nucleus growth. In the latter, supersaturation occurs only locally, and the bubbles formed rapidly redissolve.
Several model parameters remain poorly constrained, necessitating specific modeling assumptions. In the reference case corresponding to the cold-leg pump configuration, the calculated void fraction is low, and its impact on reactor operation is limited. A parametric study was subsequently carried out to evaluate the influence of uncertain parameters, such as kinetic coefficients and surface condition. The results show that, within the considered range of uncertainty, substantially higher void fractions may occur, to the extent of significantly altering reactor behavior. These findings emphasize the importance of acquiring more accurate data in order to enhance the reliability of model-based predictions.