Ecole Doctorale

SCIENCES POUR L'INGENIEUR : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique

Spécialité

Sciences pour l'ingénieur : spécialité Mécanique et Physique des Fluides

Etablissement

Aix-Marseille Université

Mots Clés

méthode de Lattice Boltzmann,réacteur nucléaire,accident grave,solidification,fusion,

Keywords

lattice Boltzmann method,nuclear reactor,severe accident,solidification,phase change,

Titre de thèse

Caractérisation des coulées de magma à travers des débris lors d'un transitoire accidentel
Characterization of magma flows through debris during an accidental transient

Date

Vendredi 25 Novembre 2022 à 14:00

Adresse

Ecole Centrale Marseille 38 Rue Frédéric Joliot Curie 3013 Marseille FRANCE 04 91 05 45 45 Salle 220

Jury

Directeur de these M. Pierre SAGAUT Aix Marseille Université
Rapporteur M. Florian DE VUYST Université de Technologie de Compiègne
Rapporteur M. Romain LE TELLIER CEA Cadarache
Examinateur Mme Lucie MERLIER INSA Lyon
Examinateur Mme Pascale AUSSILLOUS Aix-Marseille Université

Résumé de la thèse

Les études liées à la sûreté nucléaire sont d'une grande importance et d'une très grande complexité. Des modèles théoriques aux expériences, les chercheurs tentent de comprendre le comportement du cœur du réacteur en cas d'accident grave afin d'éviter des conséquences majeures. Grâce à la polyvalence des méthodes numériques et à l'augmentation de la puissance de calcul au cours des dernières décennies, il est désormais possible de traiter numériquement certains des problèmes les plus complexes liés aux accidents graves. L'une des options récentes est la méthode Lattice Boltzmann (LBM) dont les principes fondamentaux sont basés sur la nature cinétique des fluides à l'échelle mésoscopique, ce qui conduit à une nouvelle approche, généralement plus rapide, pour la résolution des écoulements de fluides. Dans ce travail, nous proposons une méthode de Boltzmann sur réseau (LBM) et une méthode des volumes finis (MVF) couplées pour la simulation de la progression des matériaux fondus dans le cœur dégradé d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée (REP) après une perte accidentelle de refroidissement et un effondrement possible des structures internes. Il y a deux modèles principaux : un LBM à surface libre qui gère l'hydrodynamique de l'écoulement diphasique (gaz et corium liquide) en négligeant l'influence du gaz (en raison du rapport de densité élevé et du rapport de viscosité élevé) et une MVF qui est en charge des transferts de chaleur dans le système. Le LBM est écrit dans le cadre de PELICANS, tandis que la MVF fait partie du logiciel CALIF3S, tous deux développés à l'IRSN. Les processus de changement de phase (solidification ou fusion) sont traités par la mise en œuvre d'une corrélation entre la température et la viscosité. Le modèle proposé est validé, d'abord avec une implémentation monophasique isotherme, puis avec le modèle Free Surface pour un écoulement diphasique isotherme. Ensuite, le couplage thermique est réalisé et validé avec quelques configurations monophasiques non isothermes et enfin le modèle couplé complet est présenté. Les validations sont présentées et plusieurs calculs sont effectués en essayant de se rapprocher le plus possible de la géométrie et des conditions réelles, comme par exemple une configuration avec plusieurs barres de combustible et une configuration avec un lit de débris. Le but de ce travail est de construire un outil numérique solide pour l'étude de la progression du corium fondu pendant un accident grave. Dans son état actuel de développement, le modèle est capable de traiter l'écoulement d'une gouttelette ou d'un film liquide sur des surfaces ou des obstacles, en prenant en compte le transfert de chaleur et la solidification ou la fusion. Il est implémenté en 2D mais la plupart des fonctionnalités peuvent être utilisées en 3D après des modifications mineures. Cela permettra de prédire les configurations possibles des matériaux du cœur qui peuvent exister à différents stades d'un accident et d'estimer si un refroidissement rapide et efficace de ces configurations pourrait être obtenu (ou non) par injection d'eau.

Thesis resume

The studies related to nuclear safety are of great importance as well as immense complexity. From theoretical models to experiments, researchers try to understand the behaviour of the reactor core in case of a severe accident to prevent major complications. Thanks to the versatility of numerical methods and to the increase of computational power in the last decades, it is now possible to address some of the most complex issues of severe accidents numerically. One of the recent proposals is the Lattice Boltzmann Method (LBM) whose fundamental principles are based on the kinetic nature of fluids in the mesoscopic scale, leading to a new and generally faster approach for solving fluid flows. In this work, we propose a coupled lattice Boltzmann method (LBM) and finite volume method (FVM) for the simulation of the evolution of molten materials in the degraded core in a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) after an accidental loss of cooling and possible collapse of the internal structures. There are two main models: a Free Surface LBM that handles the hydrodynamics of the two-phase flow (gas and liquid corium) by neglecting the influence of the gas (due to the high density ratio and high viscosity ratio) and a FVM that is in charge of the heat transfers in the system. The LBM is written in the PELICANS framework, whereas the FVM is part of the CALIF3S software, both developed at IRSN. Phase change processes (solidification or melting) are addressed by implementing a correlation between the temperature and the viscosity. The proposed model is validated, first with an isothermal single-phase implementation, then with the Free Surface model for isothermal two-phase flow. Afterwards, the thermal coupling is performed and validated with some single-phase non-isothermal configurations and finally the complete coupled model is presented. Validations are presented and several calculations are performed trying to get as close to real geometry and conditions as possible, such as a configuration with several fuel rods or with a debris bed. The scope of this work aims at building a solid numerical tool for the investigation of the progression of the molten corium during a severe accident. In its present state of development, the model is able to deal with the flow of a droplet or a liquid film over surfaces or obstacles, with heat transfer and solidification or melting. It is implemented in 2D but most of the functionalities may be used in 3D after minor modifications. This will allow to predict the possible configurations of the core materials that may exist at different stages of an accident and to estimate if a fast and effective cooling of those configurations could be obtained (or not) by injection of water.