Caractérisation expérimentale et modélisation de l'ébullition nucléée en conditions représentatives du fonctionnement d'un réacteur à eau pressurisée

Experimental and numerical modeling of nucleate boiling for Pressurize Water Reactor prototypical conditions

• Auteur / Autrice : Paul Rival
• Direction : Vincent Faucher
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Mécanique des fluides
• Date : Inscription en doctorat le 01/10/2022
• Etablissement(s) : université Paris-Saclay
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences Mécaniques et Energétiques, Matériaux et Géosciences
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : CEA/STMF - Service de Thermohydraulique et de Mécanique des Fluides
• Partenaire(s) de recherche : Référent : CentraleSupélec

Mots clés

Mots clés libres

Thermohydraulique

Ecoulement diphasique

Crise d'ébulltion

Modèle de mélange

Diphasic fluid flow

Departure from Nucleate Boiling

Thermal hydarulics

Mixture model

Résumé

En comparaison de la convection, l'ébullition est un mode de transfert d'énergie très efficace qui est de plus en plus utilisé dans l'industrie. Toutefois, et dans certaines conditions thermohydrauliques, ce mécanisme physique peut conduire à l'apparition de la crise d'ébullition qui est un phénomène thermohydraulique redouté car il peut conduire à l'endommagement de la surface chauffante par chute brutale du transfert thermique vers le fluide. Dans un réacteur nucléaire, les conséquences de cet accident seraient dramatiques. Les mécanismes conduisant au flux critique (i.e. flux de chaleur maximal provoquant la crise d'ébullition) étant encore méconnus, toute ébullition dans le réacteur en conditions normales de fonctionnement est proscrite pour des questions de sûreté. Toutefois, ceci limite fortement le domaine de fonctionnement du réacteur en le cantonnant à des conditions d'écoulement simple phase dans lesquelles l'échange de chaleur entre les crayons combustibles se fait par convection. Comprendre et modéliser correctement l'ébullition jusqu'au déclenchement de la crise d'ébullition constitue donc un enjeu majeur tant du point de vue de la sûreté que du point de vue industriel Les travaux de thèse se placent dans le contexte de la construction un modèle simplifié permettant de prédire avec un degré de fiabilité suffisant les conditions locales (au sens de la simulation des écoulements, ou CFD) dans un écoulement bouillant. Ce modèle dont les bases ont été établies dans le cadre de 2 thèses a fait la démonstration de ses capacités mais nécessite encore des développements afin d'aboutir à une description des écoulements visés satisfaisante. On s'intéresse en particulier ici à des conditions d'écoulements représentatives de celles d'un réacteur à eau sous pression (155 bar et 340°C). L'objectif principal de la thèse est alors l'amélioration du modèle d'écoulement simplifié pour pallier ses défauts connus de représentativité pour certains champs d'importance pour le comportement du mélange diphasique, en utilisant aux mieux les résultats expérimentaux à l'état de l'art. Ces derniers sont soit disponibles, incluant des travaux très récents réalisés au CEA/Cadarache, soit encore à produire spécifiquement en lien avec l'analyse du modèle. Dans ce dernier cas, le candidat s'appuiera sur le dispositif construit spécifiquement au CEA qui permet d'accéder à des données locales au voisinage immédiat d'une paroi chauffante dans les conditions de température et de pression visées. La thèse se déroulera dans le laboratoire de thermohydraulique et d'hydromécanique des cœurs du CEA/Cadarache, au sein d'une équipe experte associant expérimentateurs et modélisateurs au meilleur niveau. Le sujet présente un fort potentiel en termes de publications et le doctorant sera invité à partager ces résultats avec une communauté importante en France et à l'étranger.

Compared to single-phase flow convection, boiling is a very efficient heat transfer mechanism. That is why it is widely used in industry. Nevertheless, boiling may lead for some thermal hydraulic conditions to boiling crisis, which is a dreaded phenomenon since it may result in the heating surface damaging. In a nuclear power-plant such phenomenon, whose mechanisms are still unknown, is completely forbidden for safety reasons. Therefore, it impairs the operating performance of the reactor since it forces the cooling flow in the core to remain liquid. The understanding as well as the prediction of nucleate boiling (since the appearance of the first bubble up to the boiling crisis) is then a major industrial and safety issue. The main objective of this thesis is to develop an innovative simplified model for accurately describing the local conditions (at CFD Scale) for thermal hydraulic conditions that are prototypical of the ones encountered in a pressurized water reactor (155 bar, 340°). The foundations of this model have been proposed in two previous doctoral works. Nevertheless, despite this model being very promising, some work is still needed to improve its modeling capability. To enhance the performances of this model, the student will use and analyze existing databank for thermal conditions of interest by but he will also perform some tests using specially designed experimental device built at CEA/Cadarache. This facility allows to perform local measurements of thermal hydraulic parameters in the vicinity of a heated surface for the aforementioned prototypical conditions.