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Articles

  • A. Laureau, D. Heuer, E. Merle-Lucotte, P. Rubiolo, M. Allibert, M. Aufiero, Transient coupled calculations of the Molten Salt Fast Reactor using the Transient Fission Matrix approach, Nuclear Engineering and Design, volume 316, p. 112–124 (2017) - PDF version
  • A. Laureau, M. Aufiero, P. Rubiolo, E. Merle-Lucotte, D. Heuer, Transient Fission Matrix: kinetic calculation and kinetic parameters βeff and Λeff calculation, Annals of Nuclear Energy, volume 85, p. 1035–1044 (2015) - PDF version - ScienceDirect Version
  • R. Li, S. Wang, 1A. Rineiski, D. Zhang, E. Merle-Lucotte, Transient Analyses for a Molten Salt Fast Reactor with Optimized Core Geometry, Nuclear Engineering and Design 292, 164–176 (2015) - PDF version
  • D. Heuer, E. Merle-Lucotte, M. Allibert, M. Brovchenko, V. Ghetta, P. Rubiolo , “Towards the Thorium Fuel Cycle with Molten Salt Fast Reactors”,  Annals of Nuclear Energy 64, 421–429 (2014) - PDF version
  • M. Aufiero, M. Brovchenko, A. Cammi, I. Clifford, O. Geoffroy, D. Heuer, A. Laureau, M. Losa, L. Luzzi,, E. Merle-Lucotte, M.E. Ricotti, H. Rouch, “Calculating the effective delayed neutron fraction in the Molten Salt Fast Reactor: analytical, deterministic and Monte Carlo approaches”, Annals of Nuclear Energy 65, 78–90 (2014) - Article in ResearchGate
  • J. Serp, M. Allibert, O. Beneš, S. Delpech, O. Feynberg, V. Ghetta, D. Heuer, D. Holcomb, V. Ignatiev, J.L. Kloosterman, L. Luzzi, E. Merle-Lucotte, J. Uhlíř, R. Yoshioka, D. Zhimin, “The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview and Perspectives”, Prog. Nucl. Energy, 1-12 (2014) - PDF version
  • H. Rouch, O. Geoffroy, P. Rubiolo, A. Laureau, D. Heuer,M. Brovchenko, E. Merle-Lucotte, “Preliminary Thermalhydraulic Core Design of a Molten Salt Fast Reactor”, Annals of Nuclear Energy, Vol. 64, p 449–456 (2014) - PDF version
  • X. Doligez, D. Heuer, E. Merle Lucotte, M. Allibert, V. Ghetta, “Coupled study of the Molten Salt Fast Reactor core physics and its associated reprocessing unit”, Annals of Nuclear Energy 64, 430–440 (2014)
  • M. Brovchenko, D. Heuer, E. Merle-Lucotte, M. Allibert, V. Ghetta, A. Laureau, P. Rubiolo, “Design-related Studies for the Preliminary Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor”, Nuclear Science and Engineering,175, 329–339 (2013) - PDF Version
  • S. Delpech, E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, V. Ghetta, C. Le-Brun, L. Mathieu, G. Picard, “Reactor physics and reprocessing scheme for innovative molten salt reactor system”, J. of Fluorine Chemistry, 130 Issue 1, p. 11-17 (2009) - PDF Version
  • D. Heuer et E. Merle-Lucotte,“Un concept innovant : les réacteurs à sels fondus”, Science au Présent 2009, complément annuel scientifique de l'Encyclopedia Universalis (2009) - PDF Version
  • L. Mathieu, D. Heuer, E. Merle-Lucotte, R. Brissot, C. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, J.M. Loiseaux, O. Méplan, A. Nuttin,“Possible Configurations for the TMSR and advantages of the Fast Non Moderated Version”, Nuclear Science and Engineering 161, p. 78–89 (2009) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, L. Mathieu, D. Heuer et al,“Influence of the reprocessing and salt composition on molten salt reactor behavior”, Nuclear Technology, Volume 163 Number 3, pp 358-365 (2008) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, V. Ghetta, C. Le Brun,“Introduction to the Physics of Molten Salt Reactor”, Materials Issues for Generation IV Systems, NATO Science for Peace and Security Series - B, Editions Springer, pages 501-521 (2008) - PDF Version
  • C.W. Forsberg, C. Renault, C. Le Brun, E. Merle-Lucotte, V. Ignatiev,“Liquid Salt Applications and Molten Salt Reactors”, Revue Générale du Nucléaire N° 4/2007, p 63-71 (2007) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, C. Le Brun, J.-M. Loiseaux,“Scenarios for a Worldwide Deployment of Nuclear Power”, International Journal of Nuclear Governance, Economy and Ecology, Volume 1, Issue 2, pp 168-192 (2006) - PDF Version
  • L. Mathieu, D. Heuer, R. Brissot, C. Le Brun, E. Liatard, J.M. Loiseaux, O. Méplan, E. Merle-Lucotte, A. Nuttin, J. Wilson, C. Garzenne, D. Lecarpentier, E. Walle,“The Thorium Molten Salt Reactor: Moving on from the MSBR”, Prog. in Nucl. En., vol 48, pp. 664-679 (2006) - PDF Version
  • D. Heuer, E. Merle-Lucotte, L. Mathieu,“Concept de réacteurs à sels fondus en cycle thorium sans modérateur”, Revue Générale du Nucléaire N° 5/2006, p 92-99 (2006) - PDF Version
  • A. Nuttin D. Heuer, A.Billebaud, R. Brissot, C. Garzenne, C. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, J.M. Loiseaux, O. Méplan, E. Merle-Lucotte, J. Wilson,“Potential of Thorium Molten Salt Reactors”, Prog. in Nucl. En., vol 46, p. 77-99 (2005) - PDF Version

 

Chapitres d'ouvrages et rapports

  • E. Merle-Lucotte, M. Allibert, M. Brovchenko, D. Heuer, V. Ghetta, A. Laureau, P.Rubiolo, Chapitre “Introduction to the Physics of Thorium Molten Salt Fast Reactor (MSFR) Concepts”, Thorium Energy for the World, Springer International Publishing, Switzerland (2016) - PDF version
  • M. Allibert et al.,Introduction of Thorium in the Nuclear Fuel Cycle. Short-to long-term considerations, Rapport No. NEA--7224. Organisation for Economic Co-Operation and Development (2015) - PDF version
  • Michel Allibert, Manuele Aufiero, Mariya Brovchenko, Sylvie Delpech, Véronique Ghetta, Daniel Heuer, A. Laureau, Elsa Merle-Lucotte, “Chapter X - Molten Salt Fast Reactors”, Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Woodhead Publishing Series in Energy (2015) - PDF version


Actes de conférence

  • D. Heuer, A. Laureau, E. Merle-Lucotte, M. Allibert, D. Gerardin, "A starting procedure for the MSFR: approach to criticality and incident analysis", Acte de conférence de la conférence internationale ICAPP’2017, Kyoto, Japon (2017)
  • D. Gérardin, M. Allibert, D. Heuer, A. Laureau, E. Merle-Lucotte, C. Seuvre, "Design Evolutions of the Molten Salt Fast Reactor", Acte de conférence soumis à l'International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems
    for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg, Russian Federation (2017)
  • A. Laureau, M.Aufiero, P. Rubiolo,  E. Merle-Lucotte, D. Heuer,Coupled Neutronics and Thermal-hydraulics Transient Calculations based on a Fission Matrix Approach: Application to the Molten Salt Fast Reactor, Actes de la Joint International Conference on Mathematics and Computation (M&C), Supercomputing in Nuclear Applications (SNA) and the Monte Carlo (MC) Method, Nashville, USA (2015) - PDF version (proceedings) - PDF version (Présentation - Adobe Flash Player nécessaire pour les vidéos)
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, A. Laureau, M. Brovchenko, M. Allibert, M. Aufiero, P. Rubiolo,“Physical Assessment of the Load Following and Starting Procedures for the Molten Salt Fast Reactor”, Contribution 15450, Actes de Conférences de l'International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP), Nice, France (2015) - PDF version (proceedings)
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, M. Brovchenko, A. Laureau, V. Ghetta, P. Rubiolo, Preliminary Design Studies of the Draining System for the Molten Salt Fast Reactor, Actes de la conférence internationale European Nuclear Conference (ENC2014), Marseille, France (2014) - PDF version (proceedings)
  • A. Laureau, P. Rubiolo, D. Heuer, E. Merle-Lucotte, M. Brovchenko, “Coupled neutronics and thermal-hydraulics numerical simulations of a Molten Salt Fast Reactor (MSFR)”, Actes de la Conférence Supercomputing in Nuclear Applications and Monte Carlo (SNA&MC) International Joint Conference, Paris, France (October 2013) - PDF Version (Proceedings) - PDF version (Presentation)
  • P. Rubiolo, A. Laureau, E. Merle-Lucotte, M. Brovchenko, D. Heuer, “Core thermal-hydraulics analyses of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) in nominal conditions”, Proceedings of the Winter Meeting of the American Nuclear Society, Washington, USA (November 2013)
  • E. Merle-Lucotte, M. Allibert, M. Brovchenko, D. Heuer, V. Ghetta, A. Laureau, P. Rubiolo, Introduction to the Physics of Thorium Molten Salt Fast Reactor (MSFR) Concepts, Actes de la conférence internationale Thorium Energy Conference 2013 (ThEC13), CERN, Genève, Suisse (2013) - PDF version (proceedings) - PDF version (presentation)
  • M. Brovchenko, E. Merle-Lucotte, D. Heuer, A. Rineiski, “COUPLE, A Coupled Neutronics and Thermal-Hydraulics Code for Transient Analyses of Molten Salt Reactors”, Papier invité, Actes du ANS Annual Meeting "Next Generation Nuclear Energy: Prospects and Challenges", Atlanta, USA (2013) - PDF Version (proceedings)
  • D. Zhang, Z.-G. Zhai, X.-N. Chen, S. Wang, A. Rineiski, “Molten Salt Fast Reactor transient analyses with the COUPLE code”, Actes du ANS Annual Meeting "Next Generation Nuclear Energy: Prospects and Challenges", Atlanta, USA (2013) - PDF Version (proceedings)
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, M. Brovchenko, V. Ghetta, P. Rubiolo, A. Laureau, “Recommandations for a demonstrator of Molten Salt Fast Reactor”, Actes de l’International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13), Paris, France (2013) - PDF Version (proceedings) and Presentation
  • P. Rubiolo D. Heuer, E. Merle-Lucotte, M. Brovchenko, V. Ghetta, M. Allibert, A. Laureau, “Overview and Perspectives of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) Concept”, Actes de la conférence internationale on Molten Salts in Nuclear Technology (CMSNT), Mumbai, India (January 2013) - PDF Version
  • H. Boussier, S. Delpech, V. Ghetta, D. Heuer, D.E. Holcomb, V. Ignatiev, E. Merle-Lucotte, J. Serp, “The Molten Salt Reactor in Generation IV: Overview and Perspectives”, Actes du Generation4 International Forum Symposium, San Diego, USA (2012) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, M. Brovchenko, V. Ghetta, A. Laureau, P. Rubiolo, “Preliminary Design Assessment of the Molten Salt Fast Reactor”, Actes de la conférence European Nuclear Conference ENC2012, Manchester, UK (2012) - PDF Version (proceedings) and Presentation
  • M. Brovchenko, D. Heuer, E. Merle-Lucotte, M. Allibert, N.Capellan, V. Ghetta, A. Laureau, “Preliminary Safety Calculations to Improve the Design of the Molten Salt Fast Reactor”, Actes de Conférences de la conférence internationale PHYSOR 2012, LaGrange PArk, USA (2012) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer , M. Allibert , M. Brovchenko, N. Capellan, V. Ghetta,“Launching the Thorium Fuel Cycle with the Molten Salt Fast Reactor”, Contribution 11190, Actes de Conférences de lInternational Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP), Nice, France (2011) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, X. Doligez, V. Ghetta,“Simulation Tools and New Developments of the Molten Salt Fast Reactor”, Contribution A0115, Actes de la conférence internationale European Nuclear Conference ENC2010, Barcelone, Espagne (2010) - PDF Version
  • Véronique Ghetta, Daniel Heuer, Elsa Merle Lucotte, Xavier Doligez,“Boucle en convection forcée pour l’étude du nettoyage en ligne de caloporteurs de type sel fondu”, Contribution 0574, Actes de la conférence Matériaux 2010, Nantes, France (2010) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, X. Doligez, V. Ghetta,“Optimizing the Burning Efficiency and the Deployment Capacities of the Molten Salt Fast Reactor”, Contribution 9149, Actes de conférences de l’International Conference Global 2009 - The Nuclear Fuel Cycle: Sustainable Options & Industrial Perspectives, Paris, France (2009) - PDF Version
  • S. Delpech, E. Merle-Lucotte, T. Augé, D. Heuer,“MSFR: Material issued and the effect of chemistry control”, Actes de conférence du GenerationIV International Forum Symposium, Paris, France (2009) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, X. Doligez, V. Ghetta,“Minimizing the fissile inventory of the molten salt fast reactor”, Actes de conférences de l’International Conference Advances in Nuclear Fuel Management IV (ANFM IV), Hilton Head Island, USA (2009) - PDF Version
  • S. Delpech, S. Jaskierowicz, G. Picard, E. Merle-Lucotte, D. Heuer, X. Doligez,“Innovative nuclear system based on liquid fuel”, Actes de l'International Congress on Advances in Nuclear Power Plants ICAPP'09, Tokyo, Japan (2009) - PDF Version
  • C. Renault, S. Delpech, E. Merle-Lucotte, R. Konings, M. Hron, V. Ignatiev, "The molten salt reactor: R&D status and perspectives in Europe", Actes de la conférence internationale FISA2009: 7th European Commission conference on EURATOM research and training in reactor systems, Prague, Tchéquie (2009) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, X. Doligez, V. Ghetta, C. Le Brun,“Optimization and simplification of the concept of non-moderated Thorium Molten Salt Reactor”, Actes de conférences de l’International Conference on the Physics of Reactors PHYSOR, Interlaken (2008) - PDF Version
  • D. Heuer, E. Merle-Lucotte, X. Doligez, M. Allibert,“Le réacteur à sels fondus MSFR”, Actes de la conférence Sels fondus à haute température (SELF), Presses Polytechniques et Universitaires Romandes, Chapitre 11, Aussois, France (2008) - PDF Version
  • X. Doligez, D. Heuer, E. Merle Lucotte, S. Delpech, V. Ghetta, M. Allibert, G. Picard,“Thorium Molten Salt Reactor reprocessing unit: Characterization and influence on the core behaviour”, Actes de conférence de la Joint Symposium on Molten Salts MS8, Kobe, Japan (2008) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, V. Ghetta, C. Le Brun,“Introduction of the Physics of Molten Salt Reactor”, Actes de conférence du NATO institute of advanced studies on Materials for Generation-IV Nuclear Reactors (MatGen4) (2007) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, V. Ghetta, C. Le Brun, L. Mathieu, R. Brissot, E.Liatard, “The Thorium Molten Salt Reactor: Launching the Thorium Cycle while Closing the Current Fuel Cycle”, Contribution 2.47, Actes de conférence de la European Nuclear Conference ENC2007, Bruxelles, Belgique (2007) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, C. Le Brun, M. Allibert, V. Ghetta, L. Mathieu, R. Brissot, E. Liatard,“The Non-Moderated TMSR, an Efficient Actinide Burner and a Very Promising Thorium Breeder”, Actes de conférence de la Global2007 International Conference, La Boise, USA (2007) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, M. Allibert, V. Ghetta, C. Le Brun, L. Mathieu, R. Brissot, E. Liatard,“Optimized Transition from the Reactors of Second and Third Generations to the Thorium Molten Salt Reactor”, Contribution 7186, Actes de conférence de ICAPP (International Congress on Advances in Nuclear Power Plants), Nice, France (2007) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, C. Le Brun, L. Mathieu, R. Brissot, E. Liatard, O. Meplan, A. Nuttin,“Fast Thorium Molten Salt Reactors started with Plutonium”, Actes de conférence de International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP), Reno, USA (2006) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, D. Heuer, L. Mathieu, C. Le Brun,“Molten Salt Reactor: Deterministic Safety Evaluation”, Actes de conférence de la European Nuclear Conference, Versailles, France (2005) PDF Version
  • L. Mathieu, D. Heuer, R. Brissot, C. Garzenne, C. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, J.M. Loiseaux, O. Méplan, E. Merle-Lucotte, A. Nuttin,“Proposal for a Simplified Thorium Molten Salt Reactor”, Actes de conférence de la Global 2005 Conference, Tsukuba, Japan (2005) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, L. Mathieu, D. Heuer et al,“Influence of the Reprocessing on Molten Salt Reactor Behaviour”, Actes de conférence du 7th International Symposium on Molten Salts Chemistry and Technology, Toulouse, France (2005) - PDF Version
  • E. Merle-Lucotte, L. Mathieu, D. Heuer, J.-M. Loiseaux, A. Billebaud, R. Brissot, S. David, C. Garzenne, O. Laulan, C. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, O. Méplan, F. Michel-Senlis, A. Nuttin, F. Perdu,“Molten Salt Reactors and Possible Scenarios for Future Nuclear Power Deployment” Proceedings of the International Conference PHYSOR 2004 - The Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments, Chicago, USA (2004) - PDF Version
  • L. Mathieu, D. Heuer, A. Nuttin, F. Perdu, A. Billebaud, R. Brissot, C. Le Brun, E. Liatard, J.-M. Loiseaux, O. Méplan, E. Merle-Lucotte, S. David, C. Garzenne, D. Lecarpentier,“Thorium Molten Salt Reactor : from high breeding to simplified reprocessing” Proceedings of the International Conference Global (2003) - PDF Version


Thèses et Habilitations à Diriger les Recherches

  • Axel LAUREAU, "Développement de modèles neutroniques pour le couplage thermohydraulique du MSFR et le calcul de paramètres cinétiques effectifs", Thèse de doctorat, Université Grenoble Alpes, France (16 octobre 2015) - Manuscrit (version PDF)Soutenance (version powerpoint - téléchargement possible en sous-fichiers : partie 1, partie 2, partie 3)
  • Mariya BROVCHENKO, "Etudes préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR", Thèse de doctorat, Institut Polytechnique de Grenoble, France (2013) - Manuscrit (PDF version)
  • Xavier DOLIGEZ, “Influence du retraitement physico-chimique du sel combustible sur le comportement du MSFR et sur le dimensionnement de son unité de retraitement”, Thèse de doctorat, Institut Polytechnique de Grenoble, France (2010) - PDF Version
  • Elsa MERLE-LUCOTTE, “Le cycle Thorium en réacteurs à sels fondus peut-il être une solution au problème énergétique du XXIème siècle ? Le concept de TMSR-NM”, Habilitation à Diriger les Recherches, Institut National Polytechnique de Grenoble, France (2008) - PDF Version
  • Marie-Anne COGNET, “Etude préliminaire de la mesure du rapport alpha, rapport de la section efficace moyenne de capture sur celle de fission de l'233U, sur la plateforme PEREN”, Thèse de doctorat, Institut National Polytechnique de Grenoble, France (2007) - PDF Version
  • Ludovic MATHIEU, “Cycle Thorium et Réacteurs à Sel Fondu: Exploration du champ des Paramètres et des Contraintes définissant le Thorium Molten Salt Reactor”, Thèse de doctorat, Institut National Polytechnique de Grenoble, France (2005) - PDF Version
  • Fabien PERDU, “Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires”, Thèse de doctorat, Institut Polytechnique de Grenoble, France (2003) - PDF Version
  • Alexis NUTTIN, “Potentialités du concept de réacteur à sels fondus pour une production durable d’énergie nucléaire basée sur le cycle thorium en spectre épithermique”, Thèse de doctorat, Université Grenoble I, France (2002) - PDF Version


Generation IV International Forum : publications et documents sur les RSF

  • E. Merle-Lucotte, M. Allibert, M. Brovchenko, V. Ghetta, D. Heuer, A. Laureau, "The Concept of Fast Spectrum Molten Salt Reactor", French-Swedish Seminar on Future Nuclear Systems, Décembre 2013, Stockholm, Suède (2013) - PDF version
  • J. Serp, M. Allibert, O. Beneš, S. Delpech, O. Feynberg, V. Ghetta, D. Heuer, D. Holcomb, V. Ignatiev, J.L. Kloosterman, L. Luzzi, E. Merle-Lucotte, J. Uhlíř, R. Yoshioka, D. Zhimin, “The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview and Perspectives”, Prog. Nucl. Energy, 1-12 (2014) - PDF version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2015”, MSR system pages 58-72 - PDF Version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2014”, MSR system pages 89-102 - PDF Version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2013”, MSR system pages 82-91 - PDF Version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2012”, MSR system pages 97-110 - PDF Version
  • H. Boussier, S. Delpech, V. Ghetta, D. Heuer, D.E. Holcomb, V. Ignatiev, E. Merle-Lucotte, J. Serp, “The Molten Salt Reactor in Generation IV: Overview and Perspectives”, Proceedings of the Generation4 International Forum Symposium, San Diego, USA (2012) - PDF Version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2011”, MSR system pages 62-66 - PDF Version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2010”, MSR system pages 49-55 - PDF Version
  • C. Renault, S. Delpech, E. Merle-Lucotte, R. Konings, M. Hron, V. Ignatiev, "The molten salt reactor: R&D status and perspectives in Europe", Actes de la conférence internationale FISA2009: 7th European Commission conference on EURATOM research and training in reactor systems, Prague, Tchéquie (2009) - PDF Version
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2009” - PDF Version
  • C. Renault, M. Hron, R. Konings, D.E. Holcomb, “The Molten Salt Reactor (MSR) in Generation IV: Overview and Perspectives”, Actes de conférences du GIF Symposium, Paris, France (2009) - Version html
  • Generation IV International Forum, “Annual report 2008”, pp - PDF Version
  • US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, “A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems”, GIF-002-00 (2002) - PDF Version

 

Sujets de stage proposés sur le MSFR

  • Etude du pilotage et de la sûreté du MSFR - Stage niveau bac+5 (niveau M2 / 3ème année d'école d'ingénieurs) - Durée de 5 à 6 mois au LPSC - Début printemps 2015 - Poursuite en thèse souhaitée - Poste Pourvu - Descriptif (version pdf)
  • Thermo-hydraulic studies on the draining system of the molten salt reactor MSFR - Master Level internship - Stage niveau M1/M2 / 2-3ème année d'école d'ingénieurs - Durée de 4-6 mois/ 4-6 months  - A partir d'automne 2016 - Descriptif (version pdf)
  • Interfaçage du code système du réacteur MSFR dans l'atelier logiciel ALICES - Stage niveau bac+5 (niveau M2 / 3ème année d'école d'ingénieurs) - Durée de 5 à 6 mois au LPSC et chez CORYS - A partir d'automne 2016 - Descriptif (version pdf)

Pour en savoir plus

 

Scénarios de déploiement des Réacteurs à Sels Fondus

La demande mondiale d'énergie primaire va en croissant et, si elle doit être satisfaite, il faut élaborer des solutions et examiner dans quelle mesure ces solutions sont adaptées à l'enjeu. Les options ne sont pas si nombreuses si on s'accorde à restreindre autant que possible le recours aux énergies fossiles pour limiter les émissions de gaz à effet de serre.

L'énergie nucléaire par fission est, à côté des nouvelles énergies renouvelables et, à beaucoup plus long terme, de la fusion, une des sources d’énergie primaire susceptibles de répondre de manière significative à la demande.

Cette étude fait apparaître la contrainte forte de disposer de matière fissile pour démarrer un parc de réacteurs régénérant leur combustible. Par ailleurs, ces réacteurs régénérateurs ne peuvent être déployés industriellement avant 20 à 25 ans. Pour assurer la montée en puissance du nucléaire et la transition vers un parc à production durable, des réacteurs à eau légère de 2 ème et 3 ème générations devront être construits.

Nous avons considéré trois types principaux de réacteurs :

  • les réacteurs à eau pressurisée de deuxième (REP) et troisième (European Pressurized Reactor ou EPR) générations. Ce sont des réacteurs qui ne sont pas régénérateurs. Les REP sont actuellement en fonctionnement, les EPR démarrent à partir de 2010 dans nos scénarios ;
  • les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur métal liquide (RNR). Ce sont des réacteurs de quatrième génération, fondés sur le cycle du combustible 238U/Pu. Ils sont plus ou moins sur-générateurs selon le scénario considéré. Les RNR démarrent à partir de 2025 dans nos scénarios ;
  • les réacteurs à sels fondus (RSF). Ce sont des réacteurs de quatrième génération qui reposent sur le cycle du combustible 232Th/ 233U, de spectre neutronique thermique à rapide. Ils démarrent à partir de 2030 dans nos scénarios.

Nos études montrent qu’un déploiement intensif de l’électronucléaire est possible mais qu’il suppose une gestion soigneuse des ressources en matière fissile et des déchets. Le scénario qui associe les trois types de réacteurs est de loin le plus favorable à un déploiement souple de l’électronucléaire, il permettrait une production encore plus intensive que celle que nous avons envisagée si cela s’avérait nécessaire. Les trois types de réacteurs se complètent remarquablement ; l’utilisation de la matière fissile naturelle est optimisée (Figure 3), le volume de trans-uraniens est minimisé (Figure 4), la possibilité d’arrêter puis de redémarrer la production électronucléaire est assurée, on évite l’irréversibilité des décisions. Des scénarios intermédiaires, donnant plus ou moins de poids aux RNR par rapport aux RSF seraient envisageables, en fonction de critères régionaux ou autres, mais il apparaît, au vu de ces études, que l’on aura besoin très vite du cycle du combustible 232Th/ 233U.

 

Le concept de Molten Salt Fast Reactor (MSFR) : réacteur à sels fondus en spectre neutronique rapide et en cycle thorium - (Page de bibliographie ici)

Le concept de MSFR

La caractéristique fondamentale des réacteurs à sels fondus (RSF) qui réside dans l’utilisation d’un combustible, non plus sous forme solide comme dans tous les autres concepts de réacteurs nucléaires, mais liquide, est restée très séduisante. Les possibilités de manipulation et de régénération de combustibles liquides sont bien plus souples. Ils ne demandent pas de mise en forme particulière et peuvent être ponctionnés et injectés sans arrêt du réacteur. De plus, le combustible liquide regroupe à lui seul la double fonction de combustible et de caloporteur. Les risques liés à l’effet de vidange autour desquels s’organise l’ensemble de la sécurité et du pilotage des réacteurs à combustible solide disparaissent dans le cas d’un concept à sel fondu.

Dans la décennie écoulée, nous avons analysé scientifiquement les moyens de satisfaire aux critères des générateurs nucléaires de quatrième génération (sûrs, durables, non proliférants) tout en recherchant la plus grande simplicité. De cette analyse résulte un concept innovant de réacteur nucléaire à sel fondu, en cycle Thorium et à spectre neutronique rapide, différent du concept historique de l’ORNL et connu internationalement sous la dénomination de MSFR (Molten Salt Fast Reactor). Ce que nous proposons aujourd’hui est un concept simplifié et robuste, dont le combustible est un sel fluoré liquide ne nécessitant que peu de matière fissile initiale et les tolérant toutes (235U, Pu, actinides mineurs). La surgénération y est assurée par le Thorium, aussi ce type de réacteur permet-il de faire la transition entre le cycle ouvert actuel U-Pu et un futur cycle fermé Th-233U reconnu non proliférant. Ce concept a été retenu par le forum international Génération IV en 2008 pour être étudié comme futur modèle de RSF.

Pour plus de détails, voir la bibliographie dédiée au MSFR.


Historique : du MSBR au concept de MSFR - Etudes paramétriques

Dans le cadre des études de systèmes innovants pour la production d’énergie nucléaire, nous avons étudié l’utilisation du cycle thorium dans des Réacteurs à Sels Fondus (RSF). Ces réacteurs, utilisant un combustible liquide circulant dans un modérateur solide, ont été expérimentés avec succès dans les années 1960. Le projet de réacteur de puissance Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) n’a cependant pas été retenu à l’époque. Bien qu’il ait été réévalué plusieurs fois au cours des dernières décennies, le MSBR souffre de plusieurs problèmes majeurs. En particulier, ce concept vise à obtenir la meilleure régénération, grâce à un retraitement du combustible très performant et donc très contraignant. Ce retraitement est considéré aujourd’hui comme irréalisable. De plus, les récentes réévaluations ont attribué au MSBR un coefficient de température total légèrement positif, et non négatif comme indiqué à l’époque. Cela en fait un réacteur éventuellement instable. Pour ces différentes raisons, le concept MSBR, bien que toujours considéré comme un des RSF de référence, ne peut pas aboutir à une installation industrielle.

Dans l’optique de trouver des solutions à ces divers problèmes et de définir le concept de Thorium Molten Salt Reactor (TMSR), nous avons mené un certain nombre d’études sur le sujet. Comme tout réacteur nucléaire, le TMSR doit répondre à différentes contraintes, au-delà des critères établis par le forum international Génération-IV. L’étude que nous avons menée consiste à analyser simultanément l’impact de plusieurs paramètres du cœur sur l’ensemble de ces contraintes. Cette solution vise à éviter de se fourvoyer trop longtemps dans des axes de recherche prometteurs dans un domaine, pour découvrir plus tard leur incompatibilité vis-à-vis des autres critères. Un grand nombre de caractéristiques du cœur a été soumis à cette analyse, ce qui a permis de réaliser une étude paramétrique détaillée des RSF en cycle thorium, et de mieux comprendre les phénomènes physiques régissant leur comportement. Nous avons été amenés à élargir considérablement notre champ de recherche. Nos premières études concernant le rapport de modération, au-delà des études précédentes, ont montré un comportement du cœur inattendu. En particulier, l’évolution du taux de régénération n’est absolument pas monotone. Fort de cette expérience, nous avons étudié la variation de nombreuses caractéristiques du cœur sur une très large gamme (Figure 2).

Mises à part les configurations très thermalisées, le coefficient de température s’améliore lorsque la thermalisation diminue, et ce jusqu’au spectre rapide. Nous confirmons donc les mauvaises caractéristiques de sûreté du MSBR, dont le spectre n’était pas assez dur. Par ailleurs, grâce à l’augmentation du nombre de neutrons disponibles, le taux de régénération est bien meilleur pour les configurations rapides qu’épithermiques. Parallèlement à cela, le durcissement du spectre s’accompagne à la fois d’une réduction de la durée de vie du modérateur et du flux de graphite irradié à gérer, ainsi que d’une augmentation prévisible de l’inventaire de matière fissile. On retiendra que les autres paramètres géométriques, tels que le volume du cœur ou le découpage en zones de modération, permettent une amélioration des performances du réacteur. Il est par exemple possible de réduire l’inventaire par GWé par une augmentation de la puissance spécifique du cœur. Par contre, le problème posé

par l’irradiation du graphite ne trouve pas de solution très satisfaisante. Jouer sur le découpage du cœur en différentes zones de modération aplatit le flux et homogénéise les dommages reçus, mais ne change rien à la courte durée de vie du modérateur. La configuration la plus rapide, ne contenant pas de graphite en cœur dans les régions de flux intense, est la seule qui ne soit pas handicapée par ce problème.

Si le cœur est entouré d’une couverture fertile, il n’est nullement indispensable de recourir à un retraitement très efficace pour garder la régénération. En effet, un retraitement de l’ensemble du cœur en 6 mois est suffisant dans la plupart des cas standard, c’est-à-dire dont les pertes neutroniques par fuites ou captures dans le modérateur sont suffisamment faibles. Les bonnes performances dans ce domaine des configurations à spectre rapide leur permettent même de se passer de couverture fertile.

Toutes ces études nous ont apporté une compréhension nouvelle du comportement des RSF, depuis les spectres très thermalisés jusqu’aux spectres rapides. Les résultats obtenus marquent une rupture vis-à-vis des connaissances passées. L’association usuelle entre cycle thorium, RSF et spectre (épi)thermique est maintenant dépassée, puisque les spectres rapides donnent des résultats très satisfaisants, voire bien meilleurs. Ceci remet également en cause les conséquences d’un démarrage du réacteur avec du plutonium. Produisant trop de TRU en spectre (épi)thermique, cette voie ne peut à présent plus être ignorée pour les RSF à spectre rapide. Il existe maintenant des solutions aux problèmes soulevés par le MSBR. Les coefficients de température peuvent être rendus négatifs, soit par un durcissement du spectre neutronique, soit par un maillage plus serré du réseau modérateur. Le réacteur peut être régénérateur pour des retraitements plus simples que celui envisagé pour le MSBR, et ce grâce à une couverture en thorium (ou sans pour un réacteur à spectre rapide). Enfin, le problème posé par la courte durée de vie du modérateur peut trouver une solution avec la configuration rapide ne contenant pas de graphite en cœur.

Nous retiendrons de ce travail que des configurations très acceptables de réacteurs peuvent ainsi être définies, répondant au mieux aux différentes contraintes, et ce pour tout type de spectre neutronique. Sans négliger les autres solutions, notre attention se porte plus particulièrement sur celle composée d’un canal unique de sel dans sa version conventionnelle ou très haute température.


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