Modélisation et simulation d'ébullition sous haut flux en sodium

Modeling and simulation of high heat flux boiling in liquid sodium

• Auteur / Autrice : Gabriel Prigent
• Direction : Marc Medale
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur : spécialité Mécanique et Physique des Fluides
• Date : Inscription en doctorat le 21/10/2024
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : Ecole Doctorale Sciences pour l'Ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : IUSTI - INSTITUT UNIVERSITAIRE DES SYSTEMES THERMIQUES INDUSTRIELS

Mots clés

Mots clés libres

Mécanique des fluides

Transferts thermiques

Ecoulement multiphasique

Sodium

Fluid mechanics

Heat transfer

Multiphase flow

Sodium

Résumé

Cette thèse porte sur l'étude de l'ébullition en film dans le cadre des Accidents Graves dans les Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au sodium. Lorsque le corium (mélange de combustible et de matériaux fondus) se relocalise dans le récupérateur en fond de cuve, il interagit violemment avec le sodium liquide, ce phénomène est appelé Fuel Coolant Interaction (FCI). Cette interaction entraîne la fragmentation du corium et la formation d'un film d'ébullition. L'instabilité du film peut entraîner un contact corium-liquide direct augmentant grandement le transfert thermique et pouvant créer une explosion vapeur sodium. L'objectif de la thèse est de simuler cette ébullition en film en utilisant une modélisation compressible hors-équilibre, capable de modéliser précisément les échanges de chaleur et de masse à l'interface liquide-vapeur. Ces modèles seront implémentés dans le code CFD SCONE basé sur TRUST, un code développé par le CEA. Le travail se déroule en trois phases : choix des modèles, implémentation dans le code, et études de sensibilité pour évaluer les performances des simulations sous différentes conditions thermiques. Les résultats de cette thèse contribueront à la sûreté des réacteurs nucléaires et pourront également s'appliquer à d'autres problématiques industrielles liées à l'ébullition en film.

This thesis focuses on the study of film boiling in the context of Severe Accidents in Sodium-cooled Fast Neutron Reactors. When corium (a mixture of molten fuel and structural materials) relocates to the lower plenum, it violently interacts with the liquid sodium, a phenomenon known as Fuel Coolant Interaction (FCI). This interaction leads to corium fragmentation and the formation of a boiling film, which could potentially result in a sodium vapor explosion. The objective of the thesis is to simulate this film boiling using a compressible out-of-equilibrium model, capable of accurately representing heat and mass exchanges at the liquid-vapor interface. These models will be implemented in the SCONE CFD code based on TRUST, a code developed by CEA. The work will be divided into three phases: model selection, code implementation, and sensitivity studies to assess simulation performance under various thermal conditions. The results of this thesis will contribute to the safety of nuclear reactors and can also be applied to other industrial challenges related to film boiling.