Modélisation thermohydraulique multi-phasique d'un écoulement stagnant et confiné pour la prédiction du flux critique

Multi-phase thermal-hydraulic modeling of a stagnant and confined flow for the prediction of the critical heat flux

• Auteur / Autrice : Adrien Fayet
• Direction : Pierre Boivin
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur : spécialité Mécanique et Physique des Fluides
• Date : Inscription en doctorat le 03/10/2022
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : Ecole Doctorale Sciences pour l'Ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : M2P2 - Laboratoire de Mécanique, Modélisation et Procédés Propres

Mots clés

Mots clés libres

Thermohydraulique

Multi-phasique

Flux-critique

Thermal-hydraulic

Multi-phase

Critical heat flux

Résumé

Le projet de thèse consiste en l'étude des phénomènes de crise d'ébullition et de flux critique (Critical Heat Flux) dans le cas de la convection naturelle. Caractérisé par la création d'une poche de gaz à la paroi chauffante qui engendre une chute brutale du coefficient de transfert, le flux critique représente la limite de l'ébullition nucléée et peut engendrer des conséquences dramatiques dans le cadre d'une application dans un réacteur nucléaire. Le travail du doctorant consistera à modéliser la crise d'ébullition pour estimer le flux critique pour des configurations en milieu stagnant et confiné, avec pour cadre principal le dispositif expérimental de capsule à eau pressurisée FUICA (Fuel Irradiation CApsule) destiné à des tests d'irradiation combustibles dans le futur réacteur RJH. Le code de calcul NEPTUNE_CFD, utilisé dans cette thèse, permet de comprendre la phénoménologie des transferts thermiques entre le combustible et la zone d'eau de refroidissement de tels dispositifs, et de reproduire les régimes thermo-hydrauliques multi-phase susceptibles d'être rencontrés.

The thesis project consists of the study of the phenomena of boiling crisis and critical heat flux in the case of natural convection. Characterized by the creation of a pocket of gas at the heating wall which causes a sudden drop in the transfer coefficient, the critical flow represents the limit of nucleate boiling and can cause dramatic consequences in the context of an application in a nuclear reactor. The doctoral student's work will consist of modeling the boiling crisis to estimate the critical flow for configurations in stagnant and confined environments, with the main framework being the experimental device of a pressurized water capsule FUICA (Fuel Irradiation CApsule) intended for tests of fuel irradiation in the future RJH reactor. The NEPTUNE_CFD calculation code, used in this thesis, makes it possible to understand the phenomenology of heat transfers between the fuel and the cooling water zone of such devices, and to reproduce the multi-phase thermo-hydraulic regimes likely to be encountered.