Thèse de Raksmy NOP, sous la direction de Marie-Christine DULUC, Nicolas DORVILLE et Matteo BUCCI, mardi 17/11/2020 à 14:30 en visioconférence (lien sur demande).

Le jury sera composé de :

Lors d’une insertion accidentelle de réactivité dans un réacteur nucléaire expérimental, la puissance du cœur peut augmenter de manière exponentielle, avec un temps caractéristique allant de quelques millisecondes à quelques centaines de millisecondes. À cause des effets neutroniques et thermohydrauliques, le système peut atteindre les conditions de crise d’ébullition à même d’engendrer une réaction explosive. Bien que la crise d’ébullition ait été largement étudiée en conditions de chauffage stationnaires, ce n’est pas le cas pour les transitoires notamment de type excursions de puissance. Le but de ce travail est donc de comprendre et de prédire la crise d'ébullition sous l’effet d’un chauffage transitoire rapide de l'eau sous fortes sous-saturations à pression modérée.

Des campagnes expérimentales ont été réalisées pour étudier la crise d’ébullition dans de telles conditions au moyen de vidéos et de thermographie IR hautement résolues en temps et en espace.

L’analyse de ces données a permis de déterminer la dépendance du flux critique en transitoire rapide en fonction des différents paramètres d’intérêt (temps caractéristique d’excursion de puissance, vitesse d’écoulement, sous-saturation, pression, largeur du canal, longueur de chauffe). De plus, une analyse approfondie de ces données a permis de mettre en évidence les mécanismes sous-jacents à la crise d’ébullition dans ces conditions. En convection forcée et avec de fortes sous-saturations, les bulles générées en paroi présentent un comportement pulsant. Ce phénomène assure un transfert de chaleur efficace depuis la paroi vers le fluide environnant. Le déclenchement de la crise d’ébullition se produit lorsqu’une fine couche de fluide adjacente à la paroi atteint les conditions de saturation. Un modèle développé à partir de ces observations met en évidence deux paramètres adimensionnés utiles pour décrire la nature transitoire du processus ainsi que pour identifier le mode de refroidissement dominant.

Grâce à la connaissance du flux critique en régime permanent, le modèle permet d’estimer de manière conservative le flux critique en fonction de la période d’excursion de puissance et du sous-refroidissement. Ce modèle est maintenant prêt à être implémenté dans des codes de simulation pour l’étude des transitoires accidentels.

In case of a reactivity insertion accident in an experimental nuclear reactor, heat generation in the core can grow exponentially in time, with a power escalation period ranging from a few to a few hundreds of milliseconds. Due to neutronic and thermohydraulic effects, boiling crisis may arise, possibly leading to an explosive reaction. If the boiling Crisis has been widely investigated in steady-state conditions, this has not been the case for transient heat inputs. The aim of the present work is to understand and to predict the transient flow boiling crisis in the conditions of moderate pressure and high subcooling.

To this end, an experimental campaign has been realized making use of space and time highly resolved videos and IR thermography covering a wide range of experimental parameters.

The analysis of the massive amount of data produced by these experiments gives a better insight on the dependency of the transient Critical Heat Flux to the different parameters of interest (power escalation period, flow velocity, subcooling, pressure, channel width, heating length). Moreover, their fine analysis enables to highlight the underlying mechanisms. For conditions of forced flow and high subcooling, the bubbles generated at the wall present a pulsating behavior. This specific process leads to an efficient heat transfer from the wall to the neighboring fluid. Boiling crisis is stated to occur when a thin layer of liquid contacting the wall reaches the saturation temperature. Starting from these observations, a model is developed which brings to light two non-dimensional parameters useful to describe the transient nature of the process and the dominant cooling processes.

With the knowledge of the steady-state CHF, the model permits to conservatively estimate the value of the Critical Heat Flux for any power escalation period and subcooling. This model is now ready for implementation into simulation codes to investigate nuclear accidental transients.