Etude des écoulements dans une maquette représentative d’un réacteur refroidi au sodium

Study of flows in a representative mock-up of a sodium cooled reactor

• Auteur / Autrice : David Guenadou
• Direction : Eric Serre
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur : spécialité Mécanique et Physique des Fluides
• Date : Soutenance en 2024
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Sciences pour l'ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique (Marseille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : M2P2 - Laboratoire de Mécanique, Modélisation et Procédés Propres
• Jury : Président / Présidente : Olivier Boiron
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Eric Serre, Nicolas Rimbert, Serge SIMOëNS, Conrad Becker, Sofia Carnevali
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Nicolas Rimbert, Serge SIMOëNS

Mots clés

Mots clés libres

Thermo-hydraulique

Maquette

Astrid

RNR-Na

Thermal-hydraulic

Mock-up

Astrid

Sfr

Résumé

La phase d’avant-projet détaillé du projet ASTRID a nécessité le recours à l’expérimentation pour étudier certaines problématiques spécifiques aux réacteurs à neutrons rapides. Le retour d’expérience sur les différents projets antérieurs et la confiance dans les résultats des codes de calculs étaient insuffisants pour s’abstenir de nouvelles campagnes expérimentales. Le sodium étant un matériau très complexe à manipuler, les expérimentations ont été mises en œuvre en fluide simulant en utilisant une approche par similitude. Dans ce cadre, a été développée la boucle hydraulique PLATEAU permettant d’accueillir diverses maquettes représentatives de différents composants du réacteur. En particulier la maquette MICAS, reproduction à l’échelle 1/6 du plénum supérieur, a été exploitée afin d’étudier les problématiques identifiées. Cette étude se focalise sur deux d’entre elle : l’hydraulique générale dans la cuve chaude et l’entrainement de gaz. Les conditions expérimentales pour l’étude des écoulements dans le plénum supérieur ont été calculées à partir de la conservation du nombre de Froude dans les cas pour lesquels les aspects thermiques n’entraient pas en compte et avec le nombre de Richardson quand les effets de flottabilité n’étaient plus négligeables. Les études ont fourni de nombreuses mesures permettant d’analyser l’écoulement dans le plenum supérieur et de constituer une base de données de validation pour les codes de calculs. Le débit traversant le bouchon couvercle cœur, évalué suivant deux méthodes distinctes, est légèrement supérieur à celui déterminé par les outils numériques. Le domaine d’instabilité de l’écoulement pouvant engendrer de la fatigue thermique et le vieillissement prématuré des matériaux a été étudié grâce aux mesures de vitesse en sortie de cœur. L’entrainement de gaz dans le cœur, pouvant provoquer des pics de puissance et ainsi des problèmes de sureté, a été investigué au travers de l’analyse de la surface libre. Les conditions expérimentales ont été calculées par conservation du nombre de Froude. Les vortex apparaissant à l’interface liquide/gaz étant les principaux promoteurs de l’entrainement de gaz, les études ont porté sur l’identification des conditions opératoires favorisant leur création. A partir de l’analyse de leur occurrence dans différentes configurations, une loi empirique a été établie calculant leur fréquence d’apparition. L’entrainement de gaz, étant très complexe à simuler par des codes de calcul, un modèle simple, implantable dans ceux-ci, a été développé. Les expérimentations et les mesures de vitesse ont permis de caler les constantes de ce modèle et de le valider expérimentalement.

The detailed preliminary design phase of the ASTRID project required the use of experimentation to study certain issues specific to fast neutron reactors. The feedback from the various previous projects and the confidence in the results of the numerical codes were insufficient to refrain from new experimental campaigns. Sodium being a very complex material to handle, the experiments were implemented with simulant fluid using a similarity approach. In this context, the PLATEAU hydraulic loop was developed to accommodate various models representative of different components of the reactor. In particular, the MICAS model, a 1/6 scale reproduction of the upper plenum, was used to study the issues identified. This study focuses on two of them: general hydraulics in the hot vessel and gas entrainment. The experimental conditions for the study of flows in the upper plenum were calculated from the conservation of the Froude number in the cases for which the thermal aspects did not come into account and with the Richardson number when the buoyancy effects were no longer negligible. The studies provided numerous measurements making it possible to analyze the flow in the upper plenum and to constitute a validation database for the numerical codes. The flow rate passing through the above core structure, evaluated using two distinct methods, is slightly higher than the one determined by numerical tools. The area of flow instability that can cause thermal fatigue and premature aging of materials was studied using core outlet velocity measurements. The entrainment of gas in the core, which can cause power peaks and thus safety problems, was investigated through the analysis of the free surface. The experimental conditions were calculated by conservation of the Froude number. The vortices appearing at the liquid/gas interface being the main promoters of gas entrainment, the studies focused on the identification of the operating conditions favoring their creation. From the analysis of their occurrence in different configurations, an empirical law was established calculating their frequency of appearance. Since gas entrainment is very complex to simulate using computer codes, a simple model, which can be implemented in these ones, has been developed. The experiments and velocity measurements made it possible to calibrate the constants of this model and validate it experimentally.