Modélisation et simulation numérique de l'étalement d'un fluide dense et à haute température

Modelling and simulation of high temperature and density spreading

• Auteur / Autrice : Thomas Schiano
• Direction : Pierre Saramito, Jean-François Haquet, Claude Smutek, Barbara Bigot
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mathématiques appliquées
• Date : Soutenance le 17/03/2023
• Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Mathématiques, sciences et technologies de l'information, informatique (Grenoble ; 1995-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire Jean Kuntzmann (Grenoble, Isère, France ; 2007-....)
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : Equipe de recherche Équations aux dérivées partielles (Grenoble ; 2007-....)
• Jury : Président / Présidente : Valérie Perrier
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Guillaume Chambon
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Karim Kelfoun, Mickaël Antoni

Mots clés

Mots clés contrôlés

Simulation par ordinateur

Corium

Matériaux -- Effets des basses températures

Mots clés libres

Fluides complexes

Etalement

Accidents graves

Anisotherme

Méthodes numériques

Diphasique

Complex fluids

Spreading

Severe accidents

Non-Isotherm

Numerical methods

Two-Phase

Résumé

Ce manuscrit a pour objet la modélisation physique et la simulation numérique de l’écoulement (étalement) anisotherme à surface libre d’un fluide viscoplastique dense à haute température (environ 2800°C) dans le cadre d’un hypothétique accident grave d’une centrale nucléaire à eau pressurisée. L’objectif ce cette thèse est d’enrichir la description phénoménologique de l’étalement du corium (mélange à haute température d’oxydes d’uranium et de zirconium ainsi que de matériaux de structures qui ont fondu à son contact) généré lors de la fusion du coeur d’un réacteur. Les similitudes entre l’étalement d’un corium prototypique tout oxyde observé lors de l’essai à petite échelle VEU7 au CEA et celui d’une lave volcanique sont mises en évidence, permettant l’adaptation de codes développés pour la volcanologie.L’étude de l’essai VEU7 permet d’identifier les besoins d’amélioration de la modélisation, conduisant au développement d’un nouveau modèle d’écoulement diphasique anisotherme viscoplastique de faible épaisseur pour la prise en compte du dégazage du substrat dans l’écoulement. Des simulations à partir de ce modèle sont réalisées et analysées.

This manuscript deals with the physical and numerical modeling of free surfaceflows (spreading) of non-isothermal, viscoplastic, dense and high-temperature(around 2800°C) fluids, in the scope of an hypothetical severe nuclear accident ina pressurized water reactor. The aim of this thesis is to enrich the phenomenologicaldescription of corium (mixture of high temperature uranium and zirconiumoxides as well as structural materials molten in contact with it) spreading, generatedfrom reactor core fusion. Similarities between the prototypical, oxide-onlyexperimental small scale spreading test VEU7 from CEA and volcanic lava floware shown, enabling the adaptation of codes developed for volcanology. A studyon the prototypical corium spreading test VEU7 identifies the development needsof the model, leading to the establishment of a new two-phase non-isothermal viscoplasticthin flow model to take into account substrate degassing. Simulationsof this last model are then realized and studied.