Soutenance de thèse de CADIOU THIERRY
Titre de thèse
Apports de la simulation numérique en thermohydraulique pour l'étude de composants nucléaires
Contribution to the thermalhydraudical numerical simulation for the study of nuclear components
Résumé de la thèse
Ce mémoire de VAE résume la partie « scientifique » de ma contribution à la modélisation par simulation numérique d'écoulements présents dans les réacteurs et composants nucléaires étudiés par le CEA. Il propose une synthèse des travaux de recherche réalisés durant une vingtaine d'années en soutien aux études de leur préconception et de leur sûreté. Après une introduction rappelant les principes de base de l'approche en simulation numérique (appelée couramment CFD (Computational Fluid Dynamics), le mémoire aborde 6 études spécifiques sur l'écoulement des fluides et les transferts de chaleur autour de composants nucléaires : le concept de réacteur rapide au gaz, le circuit de dépressurisation des barres en hélium-3 du réacteur CABRI, le réacteur expérimental MASURCA, le réacteur rapide au sodium ASTRID, l'accumulateur gravitaire d'injection d'eau pour les réacteurs à eau et le dispositif d'irradiation de crayon combustible du futur réacteur expérimental RJH.
Le premier chapitre de ce manuscrit détaille mon parcours professionnel, présente le CEA et expose les principes de la simulation numérique en mécanique des fluides et en transferts thermiques.
Le deuxième chapitre présente le réacteur rapide refroidi au gaz, concept de réacteur jamais encore construit dans le monde et qui a été étudié par le CEA. De nombreuses questions se sont posées à ce moment-là sur le refroidissement du cœur du réacteur. La modélisation numérique des assemblages du cœur a contribué à y répondre.
Le troisième chapitre s'intéresse au réacteur expérimental CABRI qui est utilisé pour générer des transitoires de puissance très élevés et très rapides sur un crayon combustible. La modélisation thermohydraulique du système qui produit ce pulse aide à améliorer son fonctionnement.
Le quatrième chapitre traite du réacteur expérimental MASURCA, dont le projet de rénovation a nécessité de faire l'étude du refroidissement de son cœur.
Le cinquième chapitre est dédié au réacteur ASTRID, prototype de réacteur rapide refroidi au sodium, présenté comme candidat au remplacement des réacteurs à eau pressurisée actuels du parc nucléaire français. La caractérisation des assemblages du cœur a donné lieu à leur modélisation.
Le sixième chapitre présente l'accumulateur gravitaire, système innovant qui participe au refroidissement du cœur par injection d'eau en cas de défaillance du circuit de refroidissement du coeur.
Le septième et dernier chapitre s'intéresse à un dispositif d'irradiation de crayon combustible qui fera partie du réacteur expérimental RJH en construction à Cadarache, qui a la particularité de ne pas être refroidi en convection forcée.
Le mémoire se conclut par un bilan personnel, les compétences acquises pendant ces vingt années, ainsi que sur les apports auxquelles ces études ont contribué pour l'avancée des connaissances en recherche et développement dans le domaine des réacteurs et composants nucléaires.
Thesis resume
This VAE (Validation of Acquired Experience) thesis summarizes the "scientific" aspect of my contribution to the numerical simulation-based modeling of fluid flows in nuclear reactors and components studied by the CEA (French Alternative Energies and Atomic Energy Commission). It provides an overview of the research work conducted over a period of about twenty years in support of the preliminary design and safety studies of these systems.
Following an introduction that outlines the basic principles of the numerical simulation approach—commonly referred to as CFD (Computational Fluid Dynamics)—the thesis presents six specific case studies on fluid flow and heat transfer around nuclear components: the gas-cooled fast reactor concept, the helium-3 depressurization circuit of the CABRI reactor, the MASURCA experimental reactor, the sodium-cooled fast reactor ASTRID, the gravity-driven water injection accumulator for water-cooled reactors, and the fuel rod irradiation device for the future RJH experimental reactor.
The first chapter of this manuscript details my professional background, presents the CEA, and introduces the principles of numerical simulation in fluid mechanics and heat transfer.
The second chapter focuses on the gas-cooled fast reactor, a reactor concept never before constructed worldwide, which was studied by the CEA. At the time, many questions were raised about the cooling of the reactor core. The numerical modeling of core assemblies helped address those questions.
The third chapter discusses the CABRI experimental reactor, which is used to generate very high and rapid power transients on a single fuel rod. The thermohydraulic modeling of the system responsible for producing these pulses has helped to improve its performance.
The fourth chapter addresses the MASURCA experimental reactor, whose renovation project required a detailed study of the cooling of its core.
The fifth chapter is devoted to the ASTRID reactor, a sodium-cooled fast reactor prototype considered a potential replacement for the current French pressurized water reactor fleet. The characterization of the core assemblies led to their detailed modeling.
The sixth chapter introduces the gravity-driven accumulator, an innovative system designed to inject water into the core in the event of a cooling system failure.
The seventh and final chapter focuses on a fuel rod irradiation device that will be part of the RJH experimental reactor currently under construction in Cadarache. This device is notable for operating without forced convection cooling.
The thesis concludes with a personal reflection, highlighting the skills acquired over these twenty years, as well as the contributions these studies have made to advancing knowledge in research and development in the field of nuclear reactors and components.