Modélisation de la crise d'ébullition en transitoire rapide avec remontée d'échelle pour la sûreté des réacteurs de recherche

Upscaling in the modeling of the transient flow boiling crisis at high subcooling and moderate pressure

• Auteur / Autrice : Elie Roumet
• Direction : Marie-Christine Duluc
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur spécialité Mécanique des fluides
• Date : Inscription en doctorat le 02/11/2022
• Etablissement(s) : Paris, CNAM
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences des métiers de l'ingénieur
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Lafset - Laboratoire du froid, des systèmes énergétiques et thermiques

Mots clés

Mots clés libres

Flux critique

Chauffage transitoire

Convection forcée

Ecoulement sous refroidi

Remontée d'échelle

Borax

Critical Heat Flow

Transient heat input

Flow boiling crisis

High subcooling

Upscaling

Borax

Résumé

La compréhension de la crise d'ébullition, et la détermination de son flux critique associé, est l'un des défis majeurs de la thermohydraulique depuis sa mise en évidence dans les années 1930. Ce phénomène caractérise la transition entre l'ébullition classique, dite nucléée, et l'ébullition en film marquant une chute drastique de l'efficacité des transferts thermiques. Par conséquent, le flux critique est un critère de dimensionnement essentiel pour de nombreuses applications industrielles comme le refroidissement des super-calculateurs ou les systèmes cryogéniques des moteurs-fusée. Bien qu'ayant une importance industrielle cruciale, ce phénomène reste encore mal compris et difficile à prédire, en particulier pour les transitoires rapides. Ce problème se pose notamment pour la sûreté des réacteurs nucléaires de recherche, utilisés pour des tests de matériaux sous irradiation ou la production de radio-isotopes pour la médecine. En effet, lors d'un scénario d'éjection d'une barre de contrôle, la puissance du cœur peut subir un accroissement brutal, avec une montée exponentielle dont la période est de l'ordre de la dizaine de millisecondes. Dans ce type de réacteur, c'est la production de vapeur qui est la contre-réaction dominante à même d‘arrêter cette excursion de puissance. Or, dans des conditions fortement sous-saturées, la production de vapeur en ébullition nucléée peut ne pas être suffisante pour arrêter l'excursion de puissance avant de déclencher la crise d‘ébullition, préjudiciable pour le combustible. Nous proposons au cours de cette thèse de modéliser la crise d‘ébullition transitoire dans des conditions thermohydrauliques et géométriques applicables à l'analyse de sûreté des réacteurs de recherche. Ce projet s'inscrit dans le prolongement d'une thèse récente [1] qui propose un nouveau modèle mécaniste [2] développé à partir de données expérimentales de haute résolution. En s'appuyant sur ces données expérimentales ainsi que sur des essais à taille réelle, les objectifs de ce travail analytique et numérique sont d'étendre le modèle, développé sur des expériences de petite taille, à des longueurs typiques des réacteurs de recherche et de proposer des améliorations, notamment dans la modélisation des échanges thermiques turbulents. [1] R. Nop. Experimental investigation and modeling of the transient flow boiling crisis of water at moderate pressure and high subcooling. Fluid mechanics [physics.class-ph]. Université Paris-Saclay, 2020. English. (NNT : 2020UPAST046). [2] R. Nop, M.-C. Duluc, N. Dorville, A. Kossolapov, F. Chavagnat, M. Bucci, An energy model for the transient flow boiling crisis under highly subcooled conditions at atmospheric pressure. International Journal of Thermal Sciences. 168 pp. 107042, 2021.

The understanding of the boiling crisis, and the prediction of its associated critical heat flux, is one of the major thermal-hydraulics challenges since its identification about a century ago. This phenomenon characterizes the transition between the commonly-known nucleate boiling and the film boiling which marks a drastic decrease of the heat transfer efficiency. Consequently, the critical heat flux is an essential dimensioning criterion for many industrial applications such as the cooling of supercomputers or the design of cryogenic systems in rocket engines. Even though this phenomenon is of key importance in industry, it is not fully understood and is difficult to predict, especially with fast transients. This issue particularly occurs for the safety of research nuclear reactors, which are used for material testing under irradiation and the production of medical radioisotopes. Indeed, in a scenario of a control rod ejection, the core power may sharply increase, with an exponential rise whose the time period is about ten milliseconds. In the kind of reactor, the neutronic feedback large enough to mitigate the power excursion is the vapor production. However, under strongly subcooled conditions, the vapor production may be not sufficient to mitigate the power excursion before reaching the boiling crisis, detrimental to the fuel. During this thesis, we propose to model the transient boiling crisis under thermal-hydraulical and geometrical conditions applicable to the safety analysis of research reactors. This project is a continuation of a recent thesis [1] which proposes a new mechanistic model [2] relying on highly resolved experimental data. Based on these data as well as other full-scale tests data, the objectives of this analytical and numerical investigation is to extend the model, developed on small-scale experiments, to the typical lengths of research reactors and to propose model improvements. A particular emphasis will be made on the modeling of the turbulent heat exchanges. [1] R. Nop. Experimental investigation and modeling of the transient flow boiling crisis of water at moderate pressure and high subcooling. Fluid mechanics [physics.class-ph]. Université Paris-Saclay, 2020. English. (NNT : 2020UPAST046). [2] R. Nop, M.-C. Duluc, N. Dorville, A. Kossolapov, F. Chavagnat, M. Bucci, An energy model for the transient flow boiling crisis under highly subcooled conditions at atmospheric pressure. International Journal of Thermal Sciences. 168 pp. 107042, 2021.