Soutenance de thèse de Florian REIN

En cas d’accident grave dans une centrale nucléaire, le combustible et les composants du réacteur peuvent fondre et former un mélange appelé corium. Pour faire face à cette situation, une stratégie consiste à immerger la cuve du réacteur dans l’eau afin de refroidir ses parois dans le but de contenir le corium à l’intérieur du réacteur. Lorsque le corium descend vers le plénum inférieur de la cuve, il se sépare en deux couches non miscibles : une couche d’oxyde, plus dense, et une couche métallique liquide, plus légère. La couche d’oxyde, contenant la majeure partie de la chaleur, chauffe la couche métallique au-dessus, ce qui peut entraîner une surchauffe et la rupture des parois du réacteur. Pour prédire ce transfert de chaleur localisé, il est essentiel de comprendre la convection turbulente au sein de cette couche de métal liquide. Cette étude adopte une approche combinant simulations numériques directes tridimensionnelles (DNS), expériences et analyse théorique. Grâce à cette approche, nous avons mieux compris la structure de l’écoulement et les mécanismes de transfert de chaleur au sein du système. Nous avons ainsi développé un modèle unidimensionnel pour décrire le profil de température radial, permettant des estimations plus précises de la concentration du flux de chaleur à la paroi. Nous avons aussi identifié une instabilité tridimensionnelle, caractérisée par un motif à branches en rotation, qui persiste même en conditions turbulentes. Cette instabilité joue un rôle clé dans le transport des fluctuations de chaleur vers les parois du réacteur. Notre étude a également permis une analyse approfondie des instabilités du système, révélant les potentiels mécanismes physiques à l’origine du motif à branches. Les résultats obtenus enrichissent notre compréhension du transfert de chaleur et de la dynamique de l’écoulement dans la couche métallique, contribuant à des prévisions plus précises de l’intégrité des cuves de réacteur nucléaire. Enfin, nous concluons en discutant les limites de notre approche et proposons des pistes pour des recherches futures.

In the event of a severe accident in a nuclear power plant, the reactor's radioactive fuel and structural components can melt, forming a molten mixture known as textit{corium}. One strategy to manage this situation is to submerge the reactor vessel in water, cooling its walls to preserve its integrity and contain the corium within. As the corium relocates from the reactor core to the lower plenum of the vessel, it splits into two non-miscible layers: a denser oxidic phase and a lighter liquid metallic phase. The oxidic phase, which holds most of the decay heat from radioactive elements, heats the metallic layer above it. The metallic layer is usually thinner than the oxidic layer and concentrates heat from the oxidic phase to the vessel walls, potentially leading to their rupture. Accurately predicting this localized heat transfer requires a detailed understanding of the turbulent convection dynamics within the liquid metal layer. This study adopts a multifaceted approach that combines three-dimensional Direct Numerical Simulations (DNS), experimental investigations, and theoretical analysis. Thanks to this complementary approach, we have deepened our insight into the flow dynamics and heat transfer mechanisms within the system. As a result, we developed a one-dimensional model that accurately describes the radial temperature profile, leading to more precise estimations of the heat flux focusing effect. Additionally, we identified a three-dimensional instability, manifested as a drifting branch pattern, persistents even in turbulent conditions. This instability is critical in driving heat flux fluctuations toward the vessel wall. Additionally, the research initiated a detailed analysis of system instabilities, shedding light on potential physical mechanisms driving these phenomena. The findings enhance our understanding of heat transfer and flow dynamics within the liquid metal layer, contributing to more accurate forecasts of reactor vessel structural integrity. We conclude by addressing the limitations of our approach and proposing avenues for future improvements.