Critical heat flux (CHF) and post-CHF are two critical phenomena in light water-cooled nuclear power plants regarding safety. Even though the general trends of CHF and post- CHF are known, the exact mechanisms are still unknown. To better understand CHF and post-CHF, experimental flow boiling facilities are constructed around the world. However, these facilities are limited in their experimental conditions and spatial resolution necessary to advance our understanding of two-phase heat transfer. Previous rod surface measurements were collected with thermocouples to measure CHF location and temperature excursion, yet thermocouples provide limited spatial resolution, which leads to significant uncertainties in the CHF prediction. On the other hand, optical fiber temperature sensors can measure the temperature and the CHF propagation with high spatial resolution. Also, the capability of the optical fiber at high temperatures has been proven in previous studies. The current study aims to apply optical fiber at high-pressure and high mass fluxes. The high-Pressure HIgh-temperature annuLUS flow (PHILUS) facility was designed to provide desired working conditions in the test section that uses optical fiber temperature sensors. The PHILUS test section has a length of 1320 mm, with 1000 mm of heated length. The working conditions of the PHILUS are up to 18 MPa, temperatures up to 357◦C, and coolant mass flux from 500 to 3700 kg/m2s. The main components of the loop are a steam separator, two heat exchangers (a condenser and a cooler), a bladder-type accumulator, two bypass lines, and a high-pressure pump. Coolant-Boiling in Rod Arrays-Two Fluids (COBRA-TF) code was used to design the CHF and post-CHF experiments to be performed at the PHILUS facility. / Master of Science / A nuclear power plant produces heat which is transferred from the reactor core through the coolant. The coolant water flows through the reactor core to safely transport the heat that ultimately is used to produce electrical energy. If the balance between the power produced by fission and the energy removed by the coolant is changed, it can lead to potential damage to the reactor core. The maximum heat transfer rate occurs at the point where a vapor blanket covers the surface of the fuel cladding. At this point, known as Critical Heat Flux (CHF), the surface temperature drastically increases. To better understand and better predict the CHF, experimental facilities are needed. Even though there are several facilities worldwide, most of them have limited working conditions and measurement capabilities. Past experiments used thermocouples to measure the surface temperature with a very small spatial resolution, which causes very large uncertainties in the CHF and post-CHF predictions. On the other hand, optical fiber sensors can be used to measure temperature with very high spatial resolution. The high-Pressure HIgh-temperature annuLUS flow (PHILUS) facility was designed in this work to apply optical fibers in the measurement of the rod surface temperature and simulations were performed to show its advantages. The working conditions of the PHILUS are comparable to commercial pressurized water reactors.

Cette thèse est motivée par le besoin de compléter les connaissances actuelles des phénomènes ayant lieu lors d’un renvoi d’eau dans un lit de débris radioactifs, opération appelée « renoyage » et qui intervient dans une séquence d’accident grave où un cœur de réacteur nucléaire est dégradé suite à une perte prolongée de refroidissement primaire. Notre étude, de nature expérimentale, vise à mieux caractériser la crise d’ébullition en convection forcée, dans un milieu poreux chauffant. Le cœur du dispositif expérimental est un milieu poreux modèle quasibidimensionnel, composé de 276 cylindres disposés entre deux plaques de céramique distantes de 3 mm, dont l’une, transparente, permet de visualiser les écoulements. Les cylindres, de 2 mm de diamètre, sont des sondes thermo-résistives qui ont une double fonction : elles sont utilisées comme éléments chauffants et comme capteurs de température. Une boucle fluide permet de contrôler le débit d’injection de liquide dans la section test, la température d’injection ainsi que la pression. La section test est placée verticalement, le liquide est injecté par le bas à une température proche de la saturation. Dans une première série d’expériences, la puissance thermique dissipée globalement par un ensemble de cylindres chauffants est augmentée de façon progressive jusqu’à atteindre l’assèchement d’une zone du milieu poreux. Les résultats montrent deux types de phénoménologies dans le déclenchement de la crise d’ébullition. Pour des débits d’injection faibles (densités de flux massique de l’ordre de 4 kg.m^-2.s^-1 maximum), l’atteinte de la puissance d’assèchement se traduit par un lent recul du front diphasique jusqu’à sa stabilisation en haut de la zone chauffée ; en aval de la zone chauffée, l’écoulement est monophasique vapeur. Pour des débits d’injection plus élevés, la crise d’ébullition apparaît autour d’un des éléments chauffants, conduisant à une ébullition en film localisée, tandis qu’un écoulement diphasique liquide-vapeur continue de parcourir l’aval de la section test. Les visualisations de ces expériences permettent d’identifier qualitativement la structure des écoulements. D’autres expériences consistent à mesurer le flux critique local autour d’un cylindre choisi, pour différentes configurations d’écoulements. Le débit d’injection est fixé. Une puissance de chauffe est imposée à une ligne horizontale de cylindres en amont du cylindre choisi. Les résultats montrent que le flux critique sur ce cylindre diminue en fonction de la puissance délivrée à la ligne chauffée. La distance du cylindre étudié à la ligne chauffée semble avoir peu d’influence sur le flux critique. Des visualisations expérimentales sont utilisées pour caractériser l’écoulement diphasique en aval de la ligne chauffée, dans le but de mettre en relation le flux critique local avec des paramètres hydrodynamiques (saturations, vitesses des phases). Les images obtenues sont difficiles à exploiter. Afin de calibrer les paramètres des algorithmes de traitement d’images, nous avons reproduit une cellule d’essai de géométrie identique à l’originale, mais où l’on injecte du gaz par une ligne de cylindres en amont de la section test dans une configuration d’écoulement diphasique isotherme. Dans ce dispositif, le débit d’injection de gaz est contrôlé et mesuré. Les visualisations obtenues servent alors de références auxquelles sont comparées les visualisations d’ébullition convective. / This work is motivated by the need to better understand the phenomena occurring while some water is injected into a heated porous debris bed. This reflooding operation is a part of the planned mitigation procedure used during a Loss Of Coolant Accident (LOCA) that may occur into a nuclear power plant and results into a severe core damage. Our experimental study aims to characterize the boiling crisis that can happen in a boiling flow taking place within a heatgenerating model porous medium. The test section is a two-dimensional model porous medium, composed of an array of 276 cylinders placed between two ceramic plates spaced from one another by 3 mm, one of which is transparent and allows visualizations of the flow. The 2 mm diameter cylinders are Pt100 resistance temperature detectors that perform a dual function: they act as heating elements (heated by Joule effect) and are also used as temperature probes. A fluid loop allows controlling the liquid injection flow rate, its inlet temperature as well as its pressure. The test section is held vertically, the liquid injected from bottom at a temperature close to the saturation temperature. In a first series of experiments, the thermal power applied to a bundle of heating cylinders is progressively increased until a dry zone is detected in the porous medium. Two kinds of phenomenology are observed during these “dryout experiments”. First, at low liquid injection rate (4 kg.m^-2.s^-1 maximum mass flux), reaching the dryout power results into a liquid front receding down to the upper limit of the heated zone, while downstream the heated zone, the porous medium is vapour-saturated. Second, at higher flow rate, the boiling crisis happens at the surface of a single heating element, resulting in a local film boiling, whereas a two-phase flow still go through the whole test section. High-speed visualizations allow characterizing the flow regimes. Other experiments focus on determining the local critical heat flux on a given cylinder, for different upstream flow configurations. The inlet liquid flow rate is fixed. A thermal power is uniformly applied to a line of heating cylinders, upstream the cylinder under study. Results show that the local critical heat flux decreases as the power applied to the heated line increases. The distance from the cylinder under study to the heated line seems not to have a significant effect on the critical heat flux. Visualizations are used to characterize the two-phase flow upstream the heated line, aiming at expressing the critical heat flux as a function of the hydrodynamic parameters (saturations, phase velocities). The image analysis is particularly challenging. In order to calibrate the image processing parameters, we use a second model porous medium with the same geometry as the heat generating one, but where an isothermal two-phase flow is obtained by injecting gas into the liquid flow rather than generated by boiling. The gas injection flow rate is controlled and measured. Isothermal two-phase flow visualizations provide a reference case and are compared to flow boiling visualizations.

The objective of this research was to investigate the performance of two-phase spray cooling with HFC-134a and HFO-1234yf refrigerants using practical enhanced heat transfer surfaces. Results of the study were expected to provide a quantitative spray cooling performance comparison with working fluids representing the current and next-generation mobile air conditioning refrigerants, and demonstrate the feasibility of this approach as an alternative active cooling technology for the thermal management of high heat flux power electronics (i.e., IGBTs) in electric-drive vehicles. Potential benefits of two-phase spray cooling include achieving more efficient and reliable operation, as well as compact and lightweight system design that would lead to cost reduction. The experimental work involved testing of four different enhanced boiling surfaces in comparison to a plain reference surface, using a commercial pressure-atomizing spray nozzle at a range of liquid flow rates for each refrigerant to determine the spray cooling performance with respect to heat transfer coefficient (HTC) and critical heat flux (CHF). The heater surfaces were prepared using dual-stage electroplating, brush coating, sanding, and particle blasting, all featuring "practical" room temperature processes that do not require specialized equipment. Based on the obtained results, HFC-134a provided a better heat transfer performance through higher HTC and CHF values compared to HFO-1234yf at all tested surfaces and flow rates. While majority of the tested surfaces provided comparable HTC and modestly higher CHF values compared to the reference surface, one of the enhanced surfaces offered significant heat transfer enhancement.

L’étude de l’ébullition transitoire est un enjeu important pour la sureté nucléaire. Un tel phénomène peut se produire lors d’un accident de type RIA (Reactivity Initiated Accident)dans un réacteur nucléaire où le pic de puissance au niveau d’un crayon de combustible peut déclencher une ébullition transitoire conduisant à une forte augmentation de la température de la gaine et à un risque de rupture. Plusieurs études en conditions réacteurs ont permis d’obtenir des courbes d’ébullition transitoires mais la modélisation qui en découle manque encore de fiabilité. Dans le cadre d’une collaboration avec l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), une expérience modèle a été construite à l’Institut de Mécanique des Fluides de Toulouse (IMFT). Elle génère un écoulement de réfrigérant HFE7000 dans un canal de section semi-annulaire, simulant l’écoulement autour d’un crayon de combustible, dont la partie intérieure, composée d’une feuille de métal, est chauffée rapidement par effet Joule, simulant l’échauffement de la gaine du crayon. La thermographie infra-rouge permet de mesurer la température de la paroi externe du métal. L’application d’une peinture noire sur le métal augmente son émissivité mais aussi la résistance thermique de la paroi. La précision de la mesure de la température d’intérêt a été optimisée en fonction de l’épaisseur de peinture et une correction sur le bilan d’énergie prend en compte ce paramètre. Ces mesures sont couplées avec une caméra rapide qui permet de visualiser les régimes d’ébullition et d’obtenir des tailles de bulles à l’aide de la mise en place d’algorithmes de traitement d’image. On représente sur un diagramme flux-température les transferts thermiques lors des différents régimes en stationnaire et en transitoire. Chaque régime d’ébullition, en conditions stationnaire ou transitoire, est alors passé en revue : la convection, le déclenchement de l’ébullition, l’ébullition nucléée, la crise d’ébullition, l’ébullition en film et le remouillage. Les régimes stationnaires sont correctement modélisés par des corrélations usuelles. La convection transitoire est caractérisée sur toute la paroi et son évolution se rapproche de la solution quasistationnaire. Il est montré que les transferts thermiques lors du passage vers l’ébullition nucléée sont dépendants de la formation d’une importante poche de vapeur qui se propage sur la paroi. Une étude locale de cette propagation est alors nécessaire. Afin de simuler des transitoires de température durant l’ébullition nucléée, un système d’asservissement de type P.I.D. permet d’imposer des créneaux ou des rampes de températures (de 5 à 500 K.s 1 ). Les résultats en ébullition nucléée sont conformes avec ceux de la littérature, tant en conditions stationnaire que transitoire. L’expérience permet d’étudier le transfert de chaleur lorsqu’un film de vapeur se forme et isole la paroi. Ce régime d’ébullition en film, pendant la chauffe ou le refroidissement de la paroi peut ainsi être stabilisée pendant plusieurs secondes avec ce système. On caractérise ainsi les conditions de déclenchement de l’ébullition en film, la dynamique de sa propagation et les transferts une fois établi. Enfin, l’implémentation des caractéristiques physiques de notre expérience dans le code SCANAIR de l’IRSN, permet de commencer à calculer et comparer nos résultats expérimentaux avec les simulations numériques. Des calculs de conduction instationnaire sont notamment considérés en imposant la température mesurée pour analyser nos résultats lors du régime de convection et après le déclenchement de l’ébullition. / The study of rapid transient boiling is an important issue in the nuclear safety. Such a phenomenon may occur in the case of a RIA (Reactivity Initiated Accident) in the core of a nuclear reactor powerplant, where a power excursion can trigger the formation of a vapour film around the fuel rod, leading to an important rise of the rod temperature and a risk of failure. Some studies in reactor conditions provided transient boiling curves but the modeling lacks of reliability. In collaboration with the IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire), an experiment model was built at the Institute of Fluid Mechanics of Toulouse. It generates the flow of a refrigerant, HFE7000, in a semi-annular section channel, whose inner wall is made of a metal foil rapidly heated by Joule effect, simulating the heating of a fuel rod. Infrared thermography is used to measure the temperature of the metal foil, painted with a black paint to increase its emissivity, causing also an increase of the wall thermal resistance. The measurement accuracy of the interest temperature has been optimized according to the paint thickness and a correction on the energy balance takes account this parameter. These measurements are coupled with a high-speed camera that allows visualizing the boiling regimes and get bubble sizes using image processing algorithms. On a flux-temperature diagram, the heat transfers are represented both for steady and transient regimes. Each boiling regime is then reviewed : convection, onset of nucleate boiling, nucleate boiling, boiling crisis, film boiling and rewetting. Steady regimes are correctly modeled by usual correlations. Transient convection is characterized over the whole wall and its evolution is closed to the quasi-steady solution. It is shown that heat transfer during the transition to nucleate boiling are strongly related to the formation of a large vapor phase that spreads on the wall. A local study of this propagation is then necessary. In order to simulate and control transient temperature during nucleate boiling, a P.I.D. is implemented to impose a steady or ramps temperature (from 5 to 500 K.s 1 ). The results in nucleate boiling make it possible to recover the results of the literature in both steady and transient conditions. The experiment allows to study the heat transfer when a vapor film is formed and insulates the wall. The film boiling regime during heating or the cooling of the wall can thus be stabilized for several seconds with this system. The conditions for triggering of film boiling are thus characterized, as its spread dynamic and its transfers once established. Finally, the implementation of the physical characteristics of our experience in IRSN’s SCANAIR code allows us to begin to calculate and compare our experimental results with numerical simulations. Unsteady conduction calculations are applied to the measured temperature to analyze our results during the convection regime and after the onset of boiling.