Etude de l'interaction entre le combustible MOX et le sodium pour la sureté des Réacteurs à Neutrons Rapides à caloporteur sodium (RNR)

par Guilhem Kauric

Projet de thèse en Chimie

Sous la direction de Christine Gueneau.

Thèses en préparation à Paris Saclay , dans le cadre de École doctorale Sciences chimiques : molécules, matériaux, instrumentation et biosystèmes (Orsay, Essonne ; 2015-....) , en partenariat avec Service de Corrosion et du Comportement des Matériaux dans leur Environnement (laboratoire) et de Université Paris-Sud (1970-2019) (établissement de préparation de la thèse) depuis le 09-10-2017 .


  • Résumé

    Le projet sera effectué en collaboration entre le CEA (Saclay, Marcoule), TU Delft et JRC-Karlsruhe. L'oxyde mixte (U,Pu)O2 (appelé MOX) est le combustible de référence pour le Réacteur à Neutrons Rapides à caloporteur Sodium (RNR). Lors d'un accident grave, à haute température, le combustible MOX pourrait partiellement ou complétement entrer à l'état liquide. Ce mélange complexe résultant de la dégradation des matériaux combustibles lors d'un accident grave est appelé « corium ». Ce corium pourrait interagir avec le sodium. A haute température, certains produits de fission (PF) résultant des réactions nucléaires, présents dans le combustible, sont relâchés dans la phase gazeuse, sous forme métallique ou oxyde. Ces produits de fission pourraient également interagir avec le sodium. La nature des phases formées lors de ces interactions entre le combustible MOX et/ou les produits de fission et le sodium doit être déterminée. De plus, après le refroidissement et la relocalisation des matériaux combustibles dégradés, soit au niveau de l'assemblage du combustible, soit au niveau du récupérateur de corium, l'interaction entre le combustible MOX et le sodium va continuer à plus basse température. Les produits pouvant se former par cette réaction sont nombreux : Na2M(IV)O3, NaM(V)O3,Na3M(V)O4, Na4M(VI)O5, Na5M(VII)O6 (M=U1-xPux). Les données cristallographiques et thermodynamiques sur ces composés restent insuffisantes. Sous les conditions de potentiel d'oxygène dans le réacteur, l'oxyde mixte Na3(U1-xPux)O4 doit se former. Mais la structure cristalline de cette phase est encore un sujet de controverse. Il a été montré que cette phase a une densité et une conductivité thermique plus faibles que celle du combustible MOX, ce qui pourrait conduire au gonflement et à l'augmentation de la température de l'aiguille de combustible. Dans le cas d'une perte d'étanchéité au niveau de la gaine du combustible, la contamination du circuit primaire de sodium en plutonium, actinides mineures et produits de fission pourrait se produire. Par conséquent, une meilleure connaissance des produits d'interaction entre le MOX et le sodium est essentielle pour prédire les conséquences d'un accident et ainsi améliorer la sureté des réacteurs RNR. La prédiction des phases formées lors de l'interaction MOX/sodium nécessite l'analyse thermodynamique du système (Cs-Sr-Ba-I-Te-Mo)-(U,Pu)-O. Pour des systèmes aussi complexes, la méthode CALPHAD est la mieux adaptée. Il s'agit de développer un modèle thermodynamique contenant la description des enthalpies libres des phases gaz, liquides et solides en fonction de la température, de la composition et de la pression du système. Comme le système chimique est très complexe, nous proposons dans une première étape d'étudier les systèmes Na-U-Pu-O et Na-PF-O avec PF = Cs, Sr, Ba, I, Te, Mo. Des mesures de données thermodynamiques et de diagramme de phase seront effectuées pour établir ces modèles thermodynamiques. L'objectif de cette étude est d'étudier les propriétés thermodynamiques de ces systèmes complexes pour mieux comprendre et prédire les phases qui se formeraient dans le cas d'une interaction entre le combustible MOX irradié (contenant des produits de fission) et le sodium. 2) Programme de travail Les expériences sur les composés du plutonium seront effectuées à JRC-Karlsruhe. Des travaux expérimentaux sur les phases à base d'uranium seront menés à TU Delft. La modélisation thermodynamique sera faite au CEA en collaboration avec TU Delft et JRC-Karlsruhe. Le programme de travail comprendra: - L'étude bibliographique et l'analyse critique des données de diagrammes de phase et des données thermodynamiques sur les systèmes Na-U-Pu-O and PF-Na-O avec PF=Cs, Sr, Ba, I, Te, Mo; - Tests d'interaction entre le MOX et le sodium liquide Des tests de compatibilité seront effectués dans des creusets fermés à plusieurs températures. Les phases formées seront caractérisées par diffraction des rayons X. - La caractérisation expérimentale des produits d'interaction Na3(U1-xPux)O4 se formant entre le MOX et le sodium La structure cristalline des phases Na3(U1-xPux)O4 réaction sera déterminée en fonction de la teneur en plutonium, du potentiel d'oxygène et de la température. Les composés seront synthétisés par voie solide à partir de poudres d'oxyde de sodium (ou de carbonate de sodium) et de MOX avec différentes teneurs en plutonium. Les composés seront caractérisés par diffraction des rayons X. La détermination des états de valence des cations sera effectuée par absorption des rayons X (XAS). L'expansion thermique sera mesurée par diffraction des rayons X à haute température. Les propriétés thermodynamiques seront étudiées par calorimétrie (thermal relaxation method), par calorimétrie de chute et par KEMS (Knudsen effusion mass spectrometry). Des données de diagramme de phase seront mesurées par des traitements thermiques. - La modélisation CALPHAD des systèmes Na-U-Pu-O and Na-PF-O A partir des données expérimentales, un modèle thermodynamique de type CALPHAD sera développé pour les systèmes Na-U-O, Na-U-Pu-O, et Na-PF-O avec PF= Cs, Sr, Ba, I, Te, Mo. Des calculs thermodynamiques seront effectués avec cette base de données pour prédire les phases formées en fonction du potentiel d'oxygène et de la température.

  • Titre traduit

    Study of the nuclear fuel-sodium coolant interaction for the safety assessment of Sodium-cooled Fast Reactors


  • Résumé

    The thesis will be performed in collaboration between the CEA (Saclay, Marcoule), TU Delft and JRC-Karlsruhe. The mixed oxide of uranium and plutonium (MOX) is the reference nuclear fuel for the Sodium cooled Fast Reactor. During a severe accident, at high temperature, the MOX fuel could partially or fully melt. This complex mixture resulting of the degradation of the fuel materials is designated as 'corium'. The corium could inetract with the sodium. At high temperature, some fission products (FP) resulting of the nuclear fission reactions, could also interact with the sodium. The nature of the formed phases during these interactions between the MOX fuel or/and the sodium has to be known. Moreover, after cooling and relocalization of the degraded fuel materials, either within the fuel assembly or in the core catcher, the intercation between the MOX fuel and the sodium will still occur at lower temperature. The products that can form are numerous: Na2M(IV)O3, NaM(V)O3,Na3M(V)O4, Na4M(VI)O5, Na5M(VII)O6 (M=U1-xPux). The crystlline and thermodynamic data on these compounds remain still not well known. Under the in-reactor oxygen potential conditions, the mixed oxide Na3(U1-xPux)O4 shall form. But the crystalline structure of this phase is still a subject of controversy. It was shown that this phase has a lower density and thermal conductivity than the MOX one, which could lead to the fuel swelling and to an increase of the fuel temperature. In case of a loss of tightness of the fuel clad, the contamination of the primary sodium circuit with plutonium, minor actinides and fission products could occur. Therefore a better knowledge of the interaction products forming between the MOX fuel and the sodium is essential to predict the consequences of an accident and then improve the safety of the SFR reactors. The prediction of the phases forming from the interaction MOX/Sodium requires a thermodynamic analysis of the system (Cs-Sr-Ba-I-Te-Mo)-(U,Pu)-O. For such complex systems, the Calphad method is the most reliable one. The aim is to develop a thermodynamic model containing the description of the Gibbs energies of the gas, liquid and solid phases as function of temperature, composition and pressure of the system. As the chemical system is very complex, in a first step, the systems Na-U-Pu-O and Na-PF-O avec PF = Cs, Sr, Ba, I, Te, Mo will be studied. Measurements of thermodynamic and phase diagram data will be performed to establish the thermodynamic model. The aim of this study is to investigate the thermodynamic properties of these complex systems to better understand and predict the phases to be formed in case of the interaction between the irradiated MOX fuel and the sodium. The experiments on Plutonium compounds will be conducted in JRC-Karlsruhe. The tests on Uranium phases will be carried out in TU Delft. The thermodynamic modelling will be preformed at CEA Saclay. The program of work will be the following one: - bibliography and critical review of thermodynamic and phase diagram data of Na-U-Pu-O and FP-Na-O systems with FP=Cs,Sr,Ba,I,Te,Mo - interaction tests between MOX fuel and liquid sodium - caracterization of the Na3(U1-xPux)O4 phases using X-ray diffraction, XAS. the thermodynamic properties will be measured using calorimetry and KEMS. - CALPHAD modelling of the systems Na-U-Pu-O and Na-FP-O using the experimental data.