Le réacteur à sels fondus rapides (MSFR) est un des six concepts de réacteur nucléaire retenu lors du Forum Génération IV en 2001. La particularité de ce concept est d'utiliser un combustible liquide constitué d'un sel fondu, LiF-ThF₄-UF₄/UF3₃ (77-19-4 mol%) et d'intégrer un procédé de traitement du sel usé. Ce traitement est constitué d'étapes successives de séparation chimiques basées sur les propriétés redox et acido-basiques des éléments produits dans le réacteur par des réactions nucléaires : produits de fission solubles et gazeux, éléments métalliques et actinides mineurs solubles. L'une des étapes majeures du procédé de traitement est une extraction réductrice qui consiste à mettre en contact le sel fondu et un métal liquide, le bismuth, contenant un élément réducteur, le lithium. Cette étape permet notamment de séparer les actinides mineurs des lanthanides. Les actinides mineurs sont réintroduits dans le réacteur nucléaire afin d'y être brûler alors que les lanthanides seront confinés en stockage profond.Le travail réalisé au cours de cette thèse avait deux objectifs : (i) vérifier la faisabilité de l'extraction réductrice des actinides et des lanthanides, étape qui avait été validée au préalable uniquement sur la base de calculs thermodynamiques et (ii) étudier la chimie des sels fluorures fondus (et notamment le sel combustible LiF-ThF₄-UF₄) en développant une méthodologie pour la détermination de données fondamentales telles que les coefficients d'activité dans les milieux fluorures, coefficients qui quantifient les propriétés de solvatation.La première étape pour réaliser expérimentalement une extraction réductrice consiste à préparer une nappe métallique de Bi-Li liquide de composition pré-définie. Une technique d'électrolyse en milieu LiCl-LiF fondu à 550°C a été retenue pour réaliser ces solutions métalliques. Nous avons montré que seul ce milieu fondu pouvait être utilisé pour la fabrication de ces alliages métalliques. Des tests d'extraction ont ensuite été réalisés par contact entre LiF-ThF₄ (dans lequel sont introduits UF₄ et NdF ₃ pour simuler respectivement les actinides et les lanthanides) et Bi-Li à 650°C. Les principaux résultats montrent que l'extraction du néodyme et de l'uranium a été obtenue avec des rendements respectivement de l'ordre de 3% et 15% dans les meilleures conditions. Ces valeurs sont faibles comparées aux calculs thermodynamiques prévisionnels. On explique la faible efficacité de l'extraction par une extraction simultanée du thorium dans la nappe métallique liquide qui forme des composés intermétalliques à l'interface métal/sel et bloque le transfert interphasique. Des méthodes ont été développées pour atteindre des données fondamentales qui font défaut en milieu fluorures fondus, en particulier les propriétés de solvatation. La spéciation de plusieurs cations métalliques par les ions fluorures à haute température a notamment été étudiée et les constantes de complexation calculées par simulation des résultats expérimentaux. Réalisée pour deux lanthanides, le néodyme et le lanthane, deux actinides, le thorium et l'uranium et également pour un métal de transition, le nickel, cette étude permet d'atteindre les coefficients d'activité de ces éléments dans tous les sels fluorures fondus. En particulier, l'étude de la spéciation du thorium a été une étape importante dans la connaissance de la chimie du sel combustible LiF-ThF₄ puisque nous avons pu en déduire le coefficient d'activité de l'ion fluorure dans ce milieu à 650°C.Enfin, l'ensemble de ce travail a conduit à donner une première estimation de la réactivité de chaque élément de la classification périodique (présent dans le réacteur nucléaire après opération) à chaque étape du traitement du sel combustible usé. / The molten salt fast reactor (MSFR) is one of the six nuclear reactor concepts retained during the Forum GEN IV in 2001. The particularity of this concept is to use a liquid fuel consisting of a molten salt, LiF-ThF₄-UF₄ /UF ₃ (77-19-4 mol%) and to have an integrated spent fuel treatment process. This treatment consists of successive chemical separation steps based on redox and acid-base properties of the elements produced in the reactor by nuclear reactions: soluble and gaseous fission products, metals elements and soluble minor actinides. One of the major steps of the treatment method is a reducing extraction which consists to contact the molten salt and a liquid metal, bismuth, containing the reducing element, lithium. This step allows separating the minor actinides and lanthanides. Minor actinides are reintroduced in the nuclear reactor to be burned while the lanthanides are confined in deep storage.The work in this thesis had two objectives: (i) assess the feasibility of reducing extraction of actinides and lanthanides, a step that had previously only been validated on the basis of thermodynamic calculations and (ii) study the chemistry of molten fluoride salts (and especially the fuel salt) by developing a methodology for the determination of fundamental data such as the activity coefficients in fluorides media, coefficients activities which quantify the solvation properties.To experimentally realize a reducing extraction, the first step is to prepare a metal layer of liquid Bi-Li with predefined composition. An electrolysis technique in molten salt LiCl-LiF at 550°C was chosen to achieve these metal solutions. We have shown that only this molten medium could be used for the manufacture of such metal alloys. Extraction tests were then carried out by contact between LiF-ThF₄ (with UF₄ and NdF ₃ are introduced to simulate respectively the actinides and lanthanides) and Bi-Li at 650°C. The main results show that the extraction of neodymium and uranium was obtained with yields of around 3% and 15% respectively in the best conditions. These values are low compared to previous thermodynamic calculations. Low efficiency of the extraction is due to a simultaneous extraction of thorium in the liquid metal phase which forms intermetallic compounds at the metal/salt interphase and blocks the transfer.Methods have been developed to achieve fundamental data that are lacking in molten fluoride medium, in particularly the solvation properties. Speciation of some metallic cations by fluoride ions with high temperature was particularly studied and calculation of complexation constants by simulated experimental results was done. Carried out for two lanthanides, neodymium and lanthanum, two actinides, thorium and uranium, and also for a transition metal, nickel, this study achieves to calculate the activity coefficients of these elements in different fluoride molten salt. The study of the speciation of thorium was an important step to understand the chemistry of the fuel salt LiF-ThF₄. We were able to calculate the activity coefficient of the fluoride ion in this environment at 650°C.Finally, all of this work allows giving a first estimate of the reactivity of each element of the periodic table (present in the nuclear reactor after operation) at each stage of the treatment of the spent fuel salt.

Le travail de cette thèse porte sur le développement de modèles neutroniques innovants pour le couplage avec la thermohydraulique, associant précision et temps de calcul raisonnable. Un des cas d'application principaux étant le réacteur à sel fondu, à spectre neutronique rapide et en cycle thorium MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteur de 4ème génération à combustible liquide circulant, la prise en compte du mouvement des précurseurs de neutrons retardés et des phénomènes associés est nécessaire. Les études de conception de ce type de réacteur ont été le point de départ de ces développements, via le besoin d'une représentation multiphysique adaptée pour l'obtention d'une image globale et la réalisation d'études de transitoire.Dans un premier temps un couplage stationnaire a été développé, associant un modèle neutronique basé sur une approche stochastique, et un code de CFD (Computational Fluid Dynamics) résolvant les équations de Navier Stokes des écoulements turbulents ainsi que le transport des précurseurs de neutrons retardés. Ce modèle neutronique intègre l'effet lié au transport de ces précurseurs par une reconstruction de la gerbe prompte qu'ils génèrent. Cette approche dite par gerbe considère le réacteur critique comme un système sous-critique prompt amplifiant la source de neutrons retardés.Dans un second temps, un modèle neutronique basé sur une version temporelle des matrices de fission (Transient Fission Matrix ou TFM) a été développé afin de réaliser des études de transitoires. Le modèle TFM permet, en un premier calcul des matrices avec un code stochastique (MCNP, SERPENT), de réaliser une caractérisation de l'ensemble de la réponse neutronique spatiale et temporelle du réacteur avec une précision proche de celle du calcul Monte Carlo. Dans un second temps cette information est utilisée pour les calculs de transitoires tout en gardant un temps de calcul réduit. Le modèle TFM, utilisable pour différents types de systèmes, permet également le calcul de paramètres cinétiques effectifs tels que la fraction effective de neutrons retardés ou le temps de génération effectif. Différents cas d'application ont été utilisés afin de vérifier et d'illustrer cette approche sur des calculs temporels ou de paramètres cinétiques.Enfin le modèle TFM a été implémenté dans le code de thermohydraulique OpenFOAM. Ce couplage a été testé sur un benchmark numérique à géométrie simplifiée, puis des calculs sur le MSFR ont été réalisés, pour des transitoires normaux (suivis de charge) ou accidentels (insertions de réactivité, sur-refroidissements). / In this PhD thesis, we describe the development of innovative neutronic models for their coupling with thermalhydraulics such that they combine precision and reasonable computational times. One of the main cases where this method is applied is the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) whose combines a fast neutron spectrum with a thorium cycle. In this fourth generation reactor, the motion of the delayed neutron precursors and the associated phenomena have to be taken into account due to the liquid fuel circulation. The starting point for these developments was the preliminary design of this type of system where a dedicated multi-physical representation was needed to study the reactor performance in steady and transient conditions.As a first step, a stationary coupling was developed. A neutronic model based on a stochastic approach was associated to a CFD (Computational Fluid Dynamics) code to solve the Navier Stokes equations for turbulent flows and the transport of the delayed neutron precursors. The impact of this precursor motion is taken into account by reconstructing the prompt shower that they generate. This approach, called by shower, views the critical reactor as a prompt subcritical reactor that amplifies a source of delayed neutrons.A second step consisted in developing a neutronic model based on a time dependent version of the fission matrices (Transient Fission Matrix or TFM) so as to enable reactor transient studies. With the TFM model, an initial computation of the matrices with a stochastic code (MCNP, SERPENT) allows the characterization of the global spatial and time dependent neutronic response of the reactor with a precision close to that of a Monte Carlo calculation. The information thus obtained is then used to calculate transients, while retaining the advantage of reduced computational time. The TFM model, which can be used for various system concepts, also allows the evaluation of effective kinetic parameters such as the effective fraction of delayed neutrons or the effective generation time. The method was applied to various cases in order to verify it and demonstrate the approach for time dependent or kinetic parameter calculations.Finally, the TFM model was integrated in the OpenFOAM thermalhydraulic code. The coupling was first tested on a simple geometry numerical benchmark. Subsequently, it was applied to the MSFR to calculate normal (load-following) and accidental (reactivity insertion, over-cooling) transients.

Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del’étude du potentiel de déploiement d’un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l’énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l’objet d’études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d’un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l’analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l’influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l’objectif de l’étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d’évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l’unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l’étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l’état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l’état embryonnaire du design, font qu’un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d’accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués. / The nuclear reactors of the 4th generation must allow an optimized use of natural resources,while performing at a high safety level. The framework of this thesis is the deployment study ofone of such a system, an innovative and still little studied Molten Salt Fast Reactor. An excellentsafety is an ultimate requirement of the nuclear energy deployment, so it is important to raisethis question at the current early stage of the MSFR concept development.This concept was the subject of a neutronic tool benchmark within a European projectEVOL. Definition, calculations and results analyses were performed during this thesis. Comparisonsof static neutronic and burn-up calculations, performed by the project participants,concluded to a good agreement between the different codes and methods used and pointed outthe sensibility of the nuclear database choice on the results. With the aim of safety analysis ofthe MSFR, the decay heat was studied in detail. The tool used for the decay heat calculationwas developed and validated, to finally evaluate the decay heat in the reactor. The decay heatsource presented in different zones was quantified, concluding to a high importance of the coolingof the fuel salt and the bubbling system enclosing a part of the fission products.The safety analysis methodology was also studied in this thesis. Even if the safety principlesare directly transposable to the MSFR, the precise recommendations are not. This is due to thespecificity of the design that relies on the liquid state of the fuel, on the reprocessing systemslocated in the reactor and the embryonic stage of the design. First, a preliminary transpositionwork of some criteria to the MSFR design was realized, resulting amongst other things in a listof accidental scenarios particular for MSFR. Finally, a preliminary physical study of some typesof accidental scenarios was performed, that can be used as a basis for further analyses with moresophisticated tools.

Les travaux réalisés pendant cette thèse portent sur l’étude de la sûreté du Molten Salt Fast Reactor (MSFR) et incluent à la fois des méthodes d’analyse de risques et des calculs déterministes de sûreté et de design. Ce travail s’inscrit dans le cadre du projet européen SAMOFAR.Le MSFR est un réacteur régénérateur à spectre neutronique rapide qui fonctionne en cycle thorium dans sa configuration de référence, établie en début du projet SAMOFAR. Il a été sélectionné par le Forum International Génération IV pour son potentiel prometteur. Comme tout réacteur nucléaire de quatrième génération, il doit répondre à différentes contraintes dont une sûreté optimale. Celle-ci doit être étudiée dès le stade de conception afin d’être intégrée au design lors de sa définition plutôt qu’ajoutée a posteriori. En raison de ses spécificités, en particulier l’état liquide du combustible, et du stade préliminaire de son design, l’analyse de sûreté du MSFR nécessite l’utilisation de méthodologies d’analyse de sûreté adaptées et technologiquement neutres. Dans cette thèse, une telle méthodologie a été développée et une première application au MSFR réalisée. Elle a notamment permis d’identifier les évènements initiateurs d’accident de ce réacteur et d’élaborer une liste resserrée d’évènements à traiter dans la suite de l’analyse de sûreté.D’autre part, un nouveau code système a été développé pour les études de sûreté. Il est basé sur la diffusion neutronique, prend en compte le transport des précurseurs de neutrons retardés et la puissance résiduelle du combustible. Il a été utilisé pour simuler les transitoires associés à certains des évènements initiateurs et évaluer leurs conséquences pour définir, par la suite, des systèmes de protection adaptés. Ce travail a confirmé l’importance d’un dispositif spécifique au MSFR, le système de vidange d’urgence, permettant de vidanger le combustible en cas d’accident en cœur. Des études paramétriques ont été menées afin de dimensionner ce système avec pour objectif d'assurer l’évacuation de la chaleur résiduelle du combustible et sa sous-criticité en toutes circonstances.Enfin, une première ébauche de l’architecture de sûreté du réacteur a été proposée incluant l’identification des systèmes de protection et la définition des barrières de confinement. Les études de sûreté ont permis de faire des retours sur le design initialement défini. Ils incluent l’ajout de composants, des propositions de design alternatifs, et soulignent les manques de connaissances sur certains phénomènes ou procédures. L’analyse de sûreté réalisée remplit ainsi son objectif principal : guider le design du réacteur dès sa conception afin d’en améliorer la sûreté. / This PhD thesis focuses on the study of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) safety. It includes risk analysis methods and deterministic computations for the safety and the design of the reactor. This work was performed in the frame of the SAMOFAR European project.The MSFR is an is-breeder reactor with a fast neutron spectrum. In its reference configuration, defined at the beginning of the SAMOFAR project, it works with the thorium fuel cycle. The MSFR was selected by the Generation IV international forum for its promising features. As any fourth-generation reactor, it must fulfill several objectives including an improved safety. Thus, safety studies should be performed from the early design phases to achieve a safety that is built-in the design rather than added-on. Because of the unique characteristics of the MSFR, including a liquid circulating fuel, and its preliminary design phase, the safety assessment of the reactor should rely on adapted and technological neutral methodologies. In this PhD, such a methodology was developed and a first application to the MSFR was carried on. It allowed to identify the initiating events of the reactor and to elaborate a restricted list of events to be studied in the next steps of the safety analysis.Furthermore, a new code system was developed for the safety studies. It is based on neutronic diffusion and takes into account the movement of the delayed neutrons precursors and the production of the residual heat in the fuel. It was used to simulate the transients associated to some of the identified initiating events with the objective to evaluate their consequences and the need for adequate protection systems. This work confirmed the importance of a device that is specific to the MSFR: the emergency draining system (EDS). It allows to drain the fuel in case of accident in the core. Parametric studies were then carried on for the sizing of the EDS with the objective to ensure the evacuation of the residual heat and the sub-criticality of the system under any circumstances.Finally, a first version of the safety architecture was proposed with the identification of the protection systems and the definition of the confinement barriers. Thanks to the safety studies, feedbacks on the initial design were made to enhance the safety the reactor. They include the addition of new components, the modification of some systems and they highlight the lack of knowledge on some phenomena or procedure. In that respect, the safety analysis fulfil its main objective: to influence the design of the reactor since its conception in order to improve its safety.

Les fluorures fondus sont utilisés dans les Réacteurs à Sels Fondus tels que le réacteur non modéré, à neutrons rapides, MSFR où le sel fondu LiF-ThF4 joue le rôle du combustible et du liquide caloporteur. La formation des produits de fissions (PF) tels que les lanthanides, au cours du fonctionnement de ce réacteur, peut modifier les propriétés physicochimiques du bain fondu. Il est ainsi important de caractériser le bain fondu de point de vue structural et dynamique afin de remonter à ses propriétés. En raison des problèmes de radioactivité liés au thorium, et des conditions requises liées aux méthodes spectroscopiques utilisées, le système étudié dans ce manuscrit est le LiF-ZrF4-LaF3 (le zirconium et le lanthane étant des PF potentiels). L'approche développée dans cette thèse combine des mesures par spectroscopies RMN et EXAFS à 850 °C avec des simulations de dynamique moléculaire. Dans le bain fondu, nous avons montré la coexistence de complexes à base de zirconium et de lanthane de différentes coordinences, dont les proportions et les interactions dépendent de la composition. En fonction de la teneur en ZrF4, les espèces [ZrF7]3- majoritaires évoluent peu mais se connectent davantage via des fluors pontants. L’ajout de LaF3 au mélange stabilise la coordinence 7 autour du zirconium et tend à enrichir l’environnement du lanthane en fluors. Un ordre à moyenne portée s’établit entre les différents complexes à base de zirconium et de lanthane par l’intermédiaire des fluors pontants. La dynamique des espèces est ralentie en fonction de l’ajout de ZrF4 et LaF3. Nous avons noté un effet important sur la structure et la dynamique des espèces à partir de 10% mol. LaF3 ajouté au mélange. Les données obtenues par cette approche originale de la chimie du bain fondu dans le RSF en présence des PF, sont fondamentales pour améliorer la séparation de ces derniers et optimiser le procédé. / Molten fluorides are used in Molten Salt Reactors MSR such as the non moderated fast reactor MSFR, where the molten salt LiF-ThF4 is the fuel and the coolant. The formation of fission products (FP) such as lanthanides, during the reactor operation, possibly modifies the physicochemical properties of the melt. It is therefore important to characterize the melt from the structural and the dynamics point of view in order to determine its properties. Because of problems related to the radioactivity of thorium, as well as requirements related to spectroscopic methods, the system studied in this thesis is the LiF-ZrF4-LaF3 (zirconium and lanthanum are possible FP). The approach followed in this thesis combines measurements by NMR spectroscopy and EXAFS at 850 °C with molecular dynamics simulations. In the molten salt, we have shown the existence of zirconium and lanthanum complexes with different coordination numbers, whose proportions depend on the composition. Depending on the content of ZrF4, [ZrF7]3- species are dominant but change slightly and are further connected between each other’s via bridging fluorine. The addition of LaF3 to the mixture stabilizes the 7 coordination number around the zirconium and tends to enrich the environment of lanthanum with fluorides. A medium-range order is established between the various complexes containing zirconium and lanthanum due to bridging fluorine. Species dynamics is slower when the amount of either ZrF4 or LaF3 is higher. We noted a significant effect on the structure and dynamics of species starting 10 mol%. LaF3 added to the medium. The data obtained by this novel approach concerning the chemistry of the molten salt in MSR containing FP, are fundamental to improve the separation of these products and optimize the process.

L'industrie électronucléaire, pour faire face aux besoins énergétiques croissant, à besoin de développer une nouvelle génération de réacteur : la quatrième génération. Parmi les six candidats, on trouve les réacteurs à sels fondus, qui, en configuration rapide, semble avoir de très bonnes propriétés : la régénération est facilement accessible tout en gardant des coefficients de contre-réaction négatifs. Le procédé de retraitement du sel combustible n'est toutefois toujours pas établi de manière définitive. Beaucoup d'incertitude sur les paramètres physicochimiques des sels combustibles empêchent de définir de manière précise chaque étape du procédé. Grâce à la simulation numérique nous avons pu étudier le comportement du cœur du réacteur couplé à une unité de retraitement de référence. De cette manière nous avons pu quantifier les flux de chaleurs et les radiations pour identifier les étapes qui nécessiteront une attention particulière lors du dimensionnement. Nous avons aussi pu identifier les éléments pour lesquels une mauvaise extraction mettrait en péril le bon fonctionnement du réacteur. Enfin, toujours grâce à la simulation numérique, ce travail présente une analyse des sensibilités du procédé de retraitement sur un certain nombre de grandeurs physique représentative du cœur du MSFR.

Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del'étude du potentiel de déploiement d'un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l'énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l'objet d'études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d'un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l'analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l'influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l'objectif de l'étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d'évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l'unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l'étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l'état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l'état embryonnaire du design, font qu'un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d'accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués.

Les fluorures fondus sont utilisés dans les Réacteurs à Sels Fondus tels que le réacteur non modéré, à neutrons rapides, MSFR où le sel fondu LiF-ThF4 joue le rôle du combustible et du liquide caloporteur. La formation des produits de fissions (PF) tels que les lanthanides, au cours du fonctionnement de ce réacteur, peut modifier les propriétés physicochimiques du bain fondu. Il est ainsi important de caractériser le bain fondu de point de vue structural et dynamique afin de remonter à ses propriétés. En raison des problèmes de radioactivité liés au thorium, et des conditions requises liées aux méthodes spectroscopiques utilisées, le système étudié dans ce manuscrit est le LiF-ZrF4-LaF3 (le zirconium et le lanthane étant des PF potentiels). L'approche développée dans cette thèse combine des mesures par spectroscopies RMN et EXAFS à 850 °C avec des simulations de dynamique moléculaire. Dans le bain fondu, nous avons montré la coexistence de complexes à base de zirconium et de lanthane de différentes coordinences, dont les proportions et les interactions dépendent de la composition. En fonction de la teneur en ZrF4, les espèces [ZrF7]3- majoritaires évoluent peu mais se connectent davantage via des fluors pontants. L'ajout de LaF3 au mélange stabilise la coordinence 7 autour du zirconium et tend à enrichir l'environnement du lanthane en fluors. Un ordre à moyenne portée s'établit entre les différents complexes à base de zirconium et de lanthane par l'intermédiaire des fluors pontants. La dynamique des espèces est ralentie en fonction de l'ajout de ZrF4 et LaF3. Nous avons noté un effet important sur la structure et la dynamique des espèces à partir de 10% mol. LaF3 ajouté au mélange. Les données obtenues par cette approche originale de la chimie du bain fondu dans le RSF en présence des PF, sont fondamentales pour améliorer la séparation de ces derniers et optimiser le procédé.