Pistes pour limiter les rejets de tritium

La quantité de tritium évaluée précédemment correspond à la production dans le MSFR. Pour limiter les rejets de tritium, on peut d’une part limiter sa production et d’autre part améliorer son confinement. Pour limiter la production de tritium, il est envisagé, dans le

MSFR, d’enrichir en ⁷Li le lithium présent dans le sel combustible. Dans les simulations

précédentes, le lithium est enrichi à 99,995% en lithium 7. Il est probable que le tritium soit en partie entraîné par le gaz de bullage. Dans ce cas favorable, le tritium se retrouverait alors dans l’unité de retraitement des gaz et pourrait être en partie piégé dans le fluide de retraitement. Une autre partie du tritium va probablement diffuser dans les matériaux de structure du circuit combustible. Une solution pour améliorer le confinement du tritium consiste, par exemple, à utiliser un fluide intermédiaire capable de retenir du tritium. C’est le cas du fluoroborate [92] qui est envisagé comme sel intermédiaire pour le MSFR.

3.4 Conclusion

Les études de chimie présentées ici ont permis de justifier certains des choix faits au cha-pitre 2 concernant la sélection et la classification des évènements initiateurs de la famille « perte de contrôle de la composition chimique du sel ». Ainsi la corrosion des structures peut être issue d’une déviation du potentiel chimique qui peut provenir, soit de la défaillance d’un système permettant son contrôle (« incapacité à contrôler/ajuster la composition chimique du sel », « défaillance du système mesurant le potentiel redox » ou « arrêt involontaire du système de bullage »), soit de l’entrée d’éléments extérieurs dans le sel combustible (« entrée d’impuretés impactant le potentiel redox »). L’étude des contacts entre le sel combustible et

d’autres fluides a montré que l’entrée d’eau à l’état gazeux conduit à la production de HF et

de H₂. Il en découle une augmentation de la pression dans le circuit combustible ainsi que des

risques de corrosion et de rejets toxiques. D’autre part, l’entrée en contact du combustible (en cas de brèche entraînant la chute du combustible) avec un grand volume d’eau liquide entraîne une augmentation de pression due à la vaporisation de l’eau et pourrait mener à un phénomène d’explosion vapeur. Toutefois, ce phénomène n’a pas été suffisamment étudié pour les sels fondus pour qu’une conclusion soit donnée. Pour mieux prévenir ce risque, une solution consiste à remplacer tous les systèmes fonctionnant avec de l’eau et se trouvant dans l’enceinte réacteur par des systèmes sans eau. Des options de design sont proposées en ce sens au chapitre 6. Par la suite, les autres sources possibles d’eau devront être recensées en prenant également en compte les systèmes en interface avec les systèmes se trouvant dans l’enceinte réacteur. Enfin, le risque de réaction entre l’eau et le sel intermédiaire doit aussi être examiné. Il est à noter qu’aucune réaction chimique fortement exothermique, susceptible de se produire dans le circuit combustible lorsque le réacteur est en fonctionnement, n’a pour l’instant été identifiée pour le MSFR. C’est un point positif pour la sûreté du concept.

Les calculs réalisés montrent que la quantification de la production de tritium dans leMSFR possède une grande incertitude due aux bases de données. depuis la réalisation des études présentées dans ce chapitre, de nouvelles versions des bases de données JEEF et ENDF ont été publiées (JEFF-3.3 en novembre 2017 et ENDF/B-VIII.0 en février 2018). Les sections

efficaces du Liet du Li en fonction de l’énergie des neutrons sont tracées respectivement sur les figures 3.7 et 3.8 pour les bases de données JEFF-3.1.1, JEFF-3.3, ENDF/B-VII.0

et ENDF/B-VIII.0. Peu de différences sont visibles pour la section efficace de⁶Li entre les

Figure^{3.7 – Section efficace microscopique de production de tritium par réaction sur le6}Li

avec les bases de données JEFF-3.1.1, JEFF-3.3, ENDF/B-VII.0 et ENDF/B-VIII.0

Figure^{3.8 – Section efficace microscopique de production de tritium par réaction sur le7}Li

avec les bases de données JEFF-3.1.1, JEFF-3.3, ENDF/B-VII.0 et ENDF/B-VIII.0

3.4. CONCLUSION

désormais des résultats proches de ceux de ENDFB-VII.0 et ENDFB-VIII.0. Au vue de l’éva-luation actuelle des données nucléaires, la production de tritium calculée dans ce chapitre avec ENDF/B-VII.0, de 160 g/an/GWe, semble être plus correcte que celle évaluée avec JEFF-3.1.1. Pour s’en assurer, les calculs devront être refaits avec les nouvelles bases de données. La production de tritium du MSFR est donc évaluée inférieure à celle d’un CANDU mais supérieure à celle d’un REP. Une étude plus large des rejets radiologiques doit être menée en intégrant d’autres éléments en plus du cas spécifique du tritium. Ces rejets doivent être étudiés en fonctionnement normal mais également, et surtout, en cas d’accident de manière à pouvoir quantifier le terme source du réacteur. Dans ce cadre, des études sont réalisées dans le projet SAMOFAR, pour évaluer la capacité du sel à retenir certains éléments lors d’une élévation de la température du combustible [59].

Les études réalisées dans ce chapitre donnent des pistes concernant le choix du sel inter-médiaire. Du point de vue des rejets de tritium, le fluoroborate de sodium permet de retenir une partie du tritium produit et est donc favorable. D’autre part, en cas de contact avec le sel combustible, le fluoroborate peut conduire, en raison de l’élévation de sa température, à

une production deBF₃ à l’état gazeux. Cette réaction de dissociation, qui n’existe pas dans

Chapitre 4

Étude des risques neutroniques et

thermohydrauliques

Ce chapitre vise à étudier certains des évènements initia-teurs du MSFR et en particulier, les évènements donnant lieu à des transitoires impliquant la neutronique et la ther-mohydraulique. Dans ce cadre, un code système a été dé-veloppé. Il est présenté ainsi que sa comparaison avec un code multiphysique plus précis. Ensuite, différents transi-toires sont étudiés dans le but d’en quantifier les consé-quences.

Sommaire

4.1 Introduction . . . . 112