Modélisation des écoulements bouillants en réacteur nucléaire par CFD : application à la prédiction du flux critique

Modeling flow boiling in nuclear reactor conditions using computational fluid dynamics : application to critical heat flux prediction

• Auteur / Autrice : Corentin Reiss
• Direction : Catherine Colin, Antoine Gerschenfeld
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Dynamique des fluides
• Date : Soutenance le 15/10/2024
• Etablissement(s) : Université de Toulouse (2023-....)
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Mécanique, énergétique, génie civil et procédés (Toulouse)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Institut de mécanique des fluides de Toulouse (1930-....)
• Partenaire(s) de recherche : Etablissement délivrant conjointement le doctorat : Institut national polytechnique (Toulouse ; 1969-....)
• Jury : Président / Présidente : Olivier Simonin
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Catherine Colin, Antoine Gerschenfeld, Pierre Ruyer
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Yohei Sato, Lucas Dirk

Mots clés

Mots clés contrôlés

Théorie de la prévision

Combustion nucléaire

Mots clés libres

CFD

Ecoulement diphasique

Flux Critique

Mécanismes de transfert de chaleur

CFD

Two-phase flow

Critical heat flux

Heat transfer mechanisms

Résumé

Sous des conditions incidentelles dans les réacteurs à eau pressurisée, l'eau utilisée pour refroidir le combustible nucléaire peut entrer en ébullition. Pour garantir la sureté des réacteurs, il est indispensable de prédire la dynamique de ces écoulements multiphasiques. Les méthodes actuellement utilisées dans l'industrie s’intéressent aux caractéristiques à grande échelle des écoulements et nécessitent des expériences spécifiques pour chaque géométrie et configuration. L’objectif de cette thèse est de construire un outil numérique et un ensemble de modèles physiques pour prédire les caractéristiques des écoulements en ébullition dans des conditions de réacteur nucléaire à une échelle locale, dans le cadre des outils de CFD (computational fluid dynamics). Cela nous permettra à l’avenir de simuler des configurations pour lesquelles aucune expérience n'est disponible. Nous avons développé un module multiphasique dans le code TrioCFD du CEA. Il utilise un modèle RANS (Reynolds averaged Navier-Stokes) bi-fluide avec une équation de conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie pour un nombre de fluides quelconques, ou un modèle de dérive. Deux schémas numériques peuvent être utilisés pour résoudre ces équations : un qui permet des calculs rapides sur maillages cartésiens et axisymétriques et un permet des simulations sur maillages polyédriques quelconques. Des fermetures standards de forces de trainée, portance, dispersion turbulente et répulsion en paroi sont intégrées. L’outil de calcul est ensuite validé sur des écoulements à bulles eau-air à pression atmosphérique. Pour modéliser des écoulements bouillants, un terme de condensation et une partition de flux pariétale sont implémentés. La base de données DEBORA, un tube empli de réfrigérant dans des conditions de similitude vis-à-vis des réacteurs nucléaires, est utilisée comme référence. Le diamètre expérimental est imposé dans le code pour simuler les expériences, ce qui nous permet de lancer des simulations sans les incertitudes liées à l’utilisation d’équations de transport d’aire interfaciale. Les taux de vide prédits par le code sont loin des résultats expérimentaux, et sont trop grands dans la zone en proche paroi. Ceci nous a poussé à regarder de près l’OSV (onset of significant void) dans les codes de CFD. Nous avons construit une base de données sur ce phénomène. En utilisant la structure de la température du liquide dans les écoulements bouillants, nous montrons que l’OSV en écoulement stationnaire développé a lieu lorsque la couche limite turbulente atteint la température de saturation. Ce critère est utilisé pour construire une partition de flux pariétale. Nous avons ensuite cherché à améliorer les fermetures dans le cœur de l’écoulement en réacteur nucléaire, soit dans des conditions de haute pression, flux thermique, débit massique et taux de vide. Nous montrons que dans cette situation les bulles de vapeur sont toujours déformées, i‧e. non sphériques. Ceci nous permet de construire des fermetures de portance et de condensation, que nous combinons avec des formulations de trainée et de dispersion turbulente de la littérature. Ce jeu de fermetures est indépendant du diamètre de bulle. Les comparaisons avec l’expérience DEBORA donnent des bons résultats. Pour étendre la validation, nous avons construit une base de données haute pression (>40bar) en eau ou en similitude basée sur des expériences de la littérature qui incluent des sections annulaires, circulaires et rectangulaires. Les résultats obtenus sur les 114 conditions d’essai et 7 campagnes expérimentales sont satisfaisants. Pour finir, nous avons simulé des expériences de flux critique pour obtenir les conditions en proche paroi lors de la crise d’ébullition. L’analyse de ces résultats nous permet de construire un critère simple de flux critique en écoulement stationnaire où le liquide est sous-refroidi en proche paroi.

Under incidental conditions in pressurized water reactors, the water used to cool the nuclear fuel can start to boil. It is essential to predict the dynamics of such multi-phase flows to guarantee reactor safety. The methods currently used in the industry today are focused on the large-scale characteristics of the flows and require specific experiments for every geometry and flow configuration. The aim of the present work is to build a numerical tool and a set of physical models to predict the characteristics of boiling flows in nuclear reactor conditions at a local scale, in a framework called computational fluid dynamics (CFD). In the future, this will enable us to simulate configurations where no experiment is available. We develop a multiphase module in CEA's TrioCFD open-source CFD code. A Reynolds averaged Navier-Stokes two-fluid framework that can solve a mass, momentum and energy equation for an arbitrary number of phases is implemented in two different numerical schemes: one that enables good performance on Cartesian and axisymmetric grids and one that can handle arbitrary polynomial meshes. For multiphase flows, standard drag, lift, turbulent dispersion and wall repulsion forces are coded. The software is validated on standard atmospheric-pressure adiabatic databases where the simulations agree with experimental data. A condensation term and a heat flux partition are added to this set of closures to simulate boiling flows. We first use the DEBORA database, a Freon-filled tube, to evaluate the performance of our set of closures. The experimental bubble diameter is enforced in the code along the whole length of the test section, enabling simulations without the uncertainty of interfacial area transport equations. The predicted void fraction profiles are far from the experimental results, often too high in the near-wall region. This prompts us to investigate the onset of significant void (OSV) in CFD codes. Using experimental data from a dozen different sources, we construct an OSV database. Combining this database with experimental liquid temperature measurements in boiling flows, we show that the OSV in a stationary developed flow occurs when the turbulent boundary layer reaches saturation temperature. This criterion is used to develop a simple heat flux partition that improves results on the DEBORA database compared with the closures from the literature. We then work on improving the bulk closure terms adapted to high-pressure, heat flux, mass flux and void fraction conditions of nuclear reactors. We show that in this situation, bubbles are deformable, i‧e. non-spherical. We use this to construct our own lift coefficient and condensation term, and combine them with references from the literature for drag and turbulent dispersion. Innovatively, no interfacial area equation or population balance is required. This set of closures provides good agreement with the DEBORA experiment. To extend the validation, we built a database that includes recent and ancient high-pressure (>40bar) local void fraction measures in pipes, annulus and channels. The results obtained in 114 test conditions are close to experimental data. We then simulate critical heat flux (CHF) experiments to obtain physical quantities in the near-wall region at the boiling crisis. By analyzing these results, we build an empirical CHF criterion for stationary flows where the liquid remains subcooled in the near-wall region. It predicts the CHF with ~10% precision.