Les matériaux utilisés

L’expérience MSRE a fait l’objet de nombreuses études concernant les matériaux, notamment le sel et l’acier de structure.

Si le réacteur a fonctionné avec deux types de sel, à l’uranium 235 et à l’uranium 233, seul le premier fait l’objet des présentes simulations. En effet, la composition du sel à l’uranium 233 est difficile à établir, puisqu’elle résulte de la fluoration du premier, après 72440 MWh de fonctionnement du réacteur, et ajout d’un mélange fortement enrichi en uranium 233. De plus, s’agissant d’une démonstration de faisabilité de la simulation, il n’était pas nécessaire de traiter les deux cas.

Le sel est à base de fluorure de lithium, choisi pour ses propriétés hydrauliques. L’ajout d’environ 30% de fluorure de béryllium permet d’abaisser le point de fusion à 722 K. Enfin, environ 5% de fluorure de zirconium sont là pour précipiter préférentiellement à l’uranium en cas de contamination par l’oxygène. Deux retraitements ont été mis en oeuvre dans le cadre de l’expérience MSRE. Le retrait d’uranium par fluoration a permis de passer du sel à l’uranium 235 au sel à l’uranium 233. Un traitement par un mélange d’hydrogène et d’acide fluorhydrique permet de retirer l’oxygène d’un sel contaminé pour le réutiliser par la suite.

La composition adoptée pour les présentes simulations est celle de l’expérience de criticité initiale, puisque c’est à ce moment qu’elle est le mieux connue [2]. Cette expérience a consisté en

l’ajout progressif de capsules d’uranium enrichi à 93% à un sel de départ contenant de l’uranium appauvri. La proportion molaire de fluorure de lithium est fixée à 65%. Le lithium est théorique-ment du lithium 7 pur, mais il reste 74 ppm de lithium 6. La quantité d’uranium 235 nécessaire à la criticité a été mesurée, elle est de 32.5 g/l environ à la température de l’expérience, soit 911 K. L’enrichissement final est donné comme étant de 32% d’uranium 235 pour 68% d’uranium 238. Il reste à déterminer les quantités de fluorure de béryllium et de fluorure de zirconium, qui seront prises proportionnelles aux valeurs nominales, respectivement 30% et 5% molaires. Connais-sant la densité du sel à 911 K, qui est de 2.32, toutes ces données permettent de reconstituer l’ensemble de la composition du sel, qui est donnée table 1.2.

TAB. 1.2 – Composition du sel durant l’expérience de criticité initiale.

Elément Proportion molaire

7Li 0.2638 6Li 1.952.10⁻⁵ F 0.5940 Be 0.1191 Zr 0.01985 235U 9.989.10⁻⁴ 238U 2.122.10⁻³

Toutes les parties en acier en contact avec le sel sont en INOR 8, un acier à haute teneur en nickel et en molybdène spécialement développé pour le MSRE. Les données de l’ORNL four-nissent un encadrement des proportions massiques des différents éléments dans l’acier, et une majoration de la quantité d’impuretés. A partir de ces données, nous avons défini deux compo-sitions extrêmes, l’une exempte d’impuretés et l’autre en comprenant le maximum. La table 1.3 résume les données de départ et les compositions calculées.

Pour éviter les absorptions parasites, le graphite utilisé est le plus pur possible. Les princi-pales impuretés présentes sont du bore (8.88.10⁻⁷molaire), du vanadium (2.12.10⁻⁶), du soufre (1.87.10⁻⁶), et de l’oxygène (1.7.10⁻⁵) sous forme de monoxyde de carbone. Il a été également choisi de manière à présenter une faible perméabilité au sel.

Les compositions des matériaux annexes sont résumées dans la table 1.4. Aucune donnée sur l’inconel et l’acier inoxydable utilisés pour les barres de contrôle n’étant disponible dans les documents de l’ORNL, des compositions moyennes de produits courants ont été utilisées. La densité du poison pur est de 5.873.

La table 1.5 résume les propriétés physiques des matériaux qui nous seront nécessaires dans les simulations. La plupart des valeurs retenues sont les mêmes que dans le benchmark [43]. Celui-ci, développé dans le cadre du programme MOST du 5^me PCRD, a pour but de reproduire les expériences menées sur le MSRE. Ses résultats sont exposés en [60] et serviront de point de comparaison à notre travail. La densité du sel, cependant, est plus importante dans notre cas puis-qu’il s’agit du sel à l’uranium 235 et 238 et non à l’uranium 233 comme dans le benchmark. Nous

TAB. 1.3 – Composition de l’acier INOR 8

Elément Proportion massique (ORNL) Proportion molaire (pur) Proportion molaire (impur) Ni 0.66 à 0.71 0.74273 0.70042 Mo 0.15 à 0.18 0.11684 0.10834 Cr 0.06 à 0.08 0.09582 0.08231 Fe < 0.05 0.04461 0.05474 C 0.0004 à 0.0008 0 0.00407 Ti, Al < 0.005 0 0.00319 et 0.00567 S < 0.0002 0 0.00038 Mn < 0.01 0 0.01113 Si < 0.01 0 0.02177 Cu < 0.0035 0 0.00337 B < 0.0001 0 0.00057 W < 0.005 0 0.00166 P < 0.00015 0 0.00030 Co < 0.002 0 0.00208

TAB. 1.4 – Composition molaire des matériaux annexes

Inconel 718 Acier inoxydable SS304 Poison

densité 8.19 7.89 5.873 Ni 0.53878 0.09428 Mo 0.01831 Cr 0.20273 0.20220 Fe 0.19400 0.70352 Ti 0.01101 Al 0.01085 0.17703 Nb 0.01607 Ta 0.00825 Gd 0.22297 O 0.6

avons supposé que cette différence n’avait pas ou peu d’impact sur les autres paramètres phy-siques du sel. La valeur de la conductivité thermique du graphite est très approximative puisque celle-ci est divisée par trois au cours de la vie du réacteur. La valeur retenue est faible pour per-mettre de souligner les gradients locaux et les décalages temporels de température entre le sel et

le graphite.

TAB. 1.5 – Propriétés physiques des matériaux

Sel Graphite INOR 8 densité à 911 K 2.32 1.86 8.775 dilatabilité (K⁻¹) 2.124.10⁻⁴ 0 0 viscosité (kg.m⁻¹.s⁻¹) 7.738.10⁻³ chaleur spécifique (J.K⁻¹.kg⁻¹) 1982.5 1750 conductivité thermique (W.m⁻¹.K⁻¹) 1.44 30 Point de fusion (K) 722 1630-1670

Chapitre 2

Simulations à puissance nulle

2.1 Simulation neutronique : la criticité initiale

Cette étude préliminaire sert à vérifier que la description neutronique du réacteur est cor-recte et complète. Nous nous attacherons notamment à valider les simplifications opérées sur la géométrie et à mesurer la sensibilité à différents paramètres, concernant tant la géométrie que la description des matériaux. Nous considérerons que le réacteur est correctement décrit si nous sommes capables de reproduire l’expérience de criticité initiale. Connaissant mieux le réacteur sur le plan neutronique, nous serons alors à même de décider quelles zones devront être simulées sur le plan thermohydraulique.

Le code de neutronique qui sera utilisé dans l’ensemble des simulations présentées ci-dessous est MCNP4B [20]. Il s’agit d’un code monte-carlo très précis et très complet développé à Los Alamos. Les sections efficaces de tous les matériaux utilisés sont générées par NJOY97 [53], à la température adéquate.