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
Thermo-hydraulique,maquette,ASTRID,RNR-Na,
Keywords
Thermal-hydraulic,mock-up,ASTRID,SFR,
Titre de thèse
Etude des écoulements dans une maquette représentative dun réacteur refroidi au sodium
Study of flows in a representative mock-up of a sodium cooled reactor
Date
Lundi 1 Juillet 2024 à 14:00
Adresse
CEA Cadarache
13108 Saint-Paul-lez-Durance
Château de Cadarache
Jury
Directeur de these |
M. Eric SERRE |
CNRS / M2P2 |
Rapporteur |
M. Nicolas RIMBERT |
Université de Lorraine |
Rapporteur |
M. Serge SIMOëNS |
CNRS / LMFA |
Examinateur |
M. Conrad BECKER |
Aix Marseille Université |
Président |
M. Olivier BOIRON |
Centrale Méditerranée |
Examinateur |
Mme Sofia CARNEVALI |
CEA Saclay |
Résumé de la thèse
La phase davant-projet détaillé du projet ASTRID a nécessité le recours à lexpérimentation pour étudier certaines problématiques spécifiques aux réacteurs à neutrons rapides. Le retour dexpérience sur les différents projets antérieurs et la confiance dans les résultats des codes de calculs étaient insuffisants pour sabstenir de nouvelles campagnes expérimentales. Le sodium étant un matériau très complexe à manipuler, les expérimentations ont été mises en uvre en fluide simulant en utilisant une approche par similitude. Dans ce cadre, a été développée la boucle hydraulique PLATEAU permettant daccueillir diverses maquettes représentatives de différents composants du réacteur. En particulier la maquette MICAS, reproduction à léchelle 1/6 du plénum supérieur, a été exploitée afin détudier les problématiques identifiées. Cette étude se focalise sur deux dentre elle : lhydraulique générale dans la cuve chaude et lentrainement de gaz.
Les conditions expérimentales pour létude 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 nentraient pas en compte et avec le nombre de Richardson quand les effets de flottabilité nétaient plus négligeables. Les études ont fourni de nombreuses mesures permettant danalyser lécoulement dans le plenum supérieur et de constituer une base de données de validation pour les codes de calculs. Le débit traversant le bouchon couvercle cur, évalué suivant deux méthodes distinctes, est légèrement supérieur à celui déterminé par les outils numériques. Le domaine dinstabilité de lécoulement pouvant engendrer de la fatigue thermique et le vieillissement prématuré des matériaux a été étudié grâce aux mesures de vitesse en sortie de cur.
Lentrainement de gaz dans le cur, pouvant provoquer des pics de puissance et ainsi des problèmes de sureté, a été investigué au travers de lanalyse de la surface libre. Les conditions expérimentales ont été calculées par conservation du nombre de Froude. Les vortex apparaissant à linterface liquide/gaz étant les principaux promoteurs de lentrainement de gaz, les études ont porté sur lidentification des conditions opératoires favorisant leur création. A partir de lanalyse de leur occurrence dans différentes configurations, une loi empirique a été établie calculant leur fréquence dapparition. Lentrainement 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.
Thesis resume
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.