My thesis deals with the design of an experimental emergency cooling device of the reactor pressure vessel (RPV). It consists of two parts, the theoretical one and practical one. Different molten corium cooling methods in terms of their efficiency and comparison are introduced in the theoretical part. The design of an experimental emergency cooling device, which incorporates a model channel past the reactor pressure vessel , is presented in the practical part. The cooling device consists of a model channel past the reactor pressure vessel, condensator, which takes away the heat generated by the reactor pressure vessel and the pump of a secondary loop. Next, thermal and hydraulic calculations are given in this section. The conclusion is devoted to the evaluation of particular cooling technologies and their comparison in terms of nuclear and technical safety.

Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), une défaillance dans le système de refroidissement du coeur ou de protection du réacteur peut conduire à un accident grave. Dans un tel scenario, les matériaux du coeur (combustible et acier) fondent pour former un mélange appelé corium susceptible d'interagir avec le réfrigérant (sodium). Une telle interaction (Fuel Coolant Interaction, FCI) peut générer des évènements énergétiques aptes à mettre en danger les structures du réacteur. La violence de l'explosion dépend essentiellement de l'état du mélange corium-sodium. Connaître les caractéristiques des trois phases en présence dans la zone d'interaction (corium, sodium liquide, vapeur de sodium) est donc crucial. Le manque de connaissances de la phénoménologie de l'interaction conduit à l'étudier au moyen de dispositifs expérimentaux. PLINIUS-2, la future plateforme expérimentale du CEA Cadarache consacrée aux grandes masses, sera dédiée à l'étude de la phénoménologie de l'interaction corium-réfrigérant (eau et sodium). L'objectif du présent travail est de développer, pour cette installation, un système d'imagerie basée sur des radiographies X afin de visualiser et de mieux comprendre l'interaction corium-sodium. Un algorithme de post-traitement de ces images a aussi été écrit afin de les analyser, d'en déduire la répartition des trois phases dans le système et de contribuer ainsi à l'amélioration de la modélisation numérique. Ce travail de thèse a été conduit en trois étapes. La première était consacrée à une étude bibliographique des expériences passées d'interaction corium-sodium et des mécanismes de fragmentation mis en jeu. Cette étude, complétée d'une analyse statistique des distributions de particules obtenue alors, a montré que les particules générées lors de ces expériences sont extrêmement fines avec des diamètres caractéristiques inférieurs au mm. Ces très petites tailles de particules combinées aux limites de détection de notre système d'imagerie nous ont amenés à travailler plutôt sur la détection de nuages de particules que de particules individuelles. Dans une deuxième étape, la simulation du nuage de particules de corium suivie de la conception de fantômes (maquettes 3D) représentant les trois phases du milieu ont été réalisées. Les simulations de nuages de fragments dans le sodium liquide et la vapeur ont été réalisées avec le logiciel CEA MODHERATO. Sur la base des résultats de ces calculs, certains fantômes ont été fabriqués afin de générer des images "réelles" à l'aide d'une chaîne d'imagerie existant au CEA. Ces fantômes représentatifs de la zone d'interaction corium-sodium ont été fabriqués pour faciliter le développement et la calibration du logiciel de traitement d'images. La troisième étape de cette thèse était dédiée à la conduite des expériences avec les fantômes 3D et au développement du logiciel de traitement des images ainsi obtenues. Les radiographies X des fantômes ont été générées à l'aide du système d'imagerie de l'installation KROTOS du CEA Cadarache. Les images ont ensuite été traitées avec le logiciel appelé PICSEL que nous avons développé afin de localiser les trois phases en présence dans la zone d'interaction. PICSEL a ensuite été appliqué à une expérience d'interaction corium-eau réalisée dans l'installation KROTOS dans le cadre du projet ALISA de collaboration Europe-Chine; ceci a permis une première validation du logiciel. Ainsi, lors de cette thèse, un système de radioscopie X a été défini pour visualiser l'interaction corium-sodium dans les expériences de la future installation PLINIUS-2 du CEA Cadarache. Une analyse qualitative des images produites par ce système (expériences menées avec des fantômes) est aussi réalisée avec le logiciel PICSEL développé lors de cette thèse afin de mieux caractériser le mélange, de mieux comprendre les mécanismes de l'interaction et de contribuer ainsi à l'amélioration de la sûreté des réacteurs à neutrons rapides. / In Sodium-cooled Fast Reactors (SFR), hypothetical failure of the core cooling system or the plant protection system may lead to a severe accident scenario. In such a scenario, core materials (fuel and cladding) melt down generating a hot molten mixture called corium. This corium may interact with the coolant (liquid sodium) leading to Fuel Coolant Interaction (FCI) which can generate energetic events and hence jeopardize the reactor structures. The yield of these energetic events strongly depends on the state of the corium-sodium mixture prior to the energetic event. Therefore, the knowledge of the features of the mixture composed of three-phases (i.e., corium, liquid sodium, and sodium vapor) is crucial. The lack of knowledge on the phenomenology of the interaction emphasizes the need to study it with the help of experiments. PLINIUS-2, the future large-mass experimental platform of CEA Cadarache, will be dedicated to experiments aiming at understanding the interaction phenomenology of prototypic corium with coolant (sodium and water). The present research aims to develop a high-energy X-Ray imaging system for this facility, to visualize and better understand the corium-sodium interaction. An image-processing algorithm to analyze the three-phase repartition is also developed to contribute to the improvement of numerical modeling. This Ph.D. research has been executed in three steps. In the first step, a bibliographic study of the past experiments was carried out to better understand the physics of the interaction and the mechanism of fragmentation during corium-sodium interaction. This bibliographic study, along with a statistical analysis of the particle size distribution data of various experiments conducted in the past, revealed that the particles formed in these tests are extremely fine fragments with characteristic diameters smaller than 1 mm. Due to the small particle size and the detection limitations of corium fragments in sodium with our X-Ray system, clouds of particles were detected instead of individual particles. In the second phase, the simulation of clouds of corium particles followed by the designing of phantoms (3D mock-ups) representing the 3-phase medium was carried out. Simulations of clouds of corium fragments in liquid sodium and vapor were performed using the CEA Cadarache in-house tool MODHERATO. Based on the results obtained from the simulations, certain phantoms were designed to conduct some physical experiments. These phantoms representative of the FCI interaction zone were manufactured to experimentally evaluate the performance of the radioscopy system and to facilitate the development and calibration of the image processing software. The third step of this work was dedicated to performing experiments with the phantoms and analyzing the radiographic images by developing an image processing algorithm. Experiments were carried out with phantoms in several configurations with the X-Ray radiography system at the CEA Cadarache KROTOS facility. The radioscopic images obtained were treated by developing a new comprehensive image processing and analysis code called PICSEL to identify the three phases composing the medium. Further verification and validation of the PICSEL software were carried out on a test conducted between corium and water at the KROTOS facility under the Euro-Chinese project “ALISA”. Thus, in this Ph.D. research, an X-Ray imaging system was qualified to visualize the corium-sodium interaction in the future PLINIUS-2-FR facility. A qualitative analysis of the images produced by this system was also performed using the PICSEL software to better characterize the evolution of the three-phase mixture and understand the FCI phenomenon, knowledge of which is deemed essential to improve the safety and designs of future sodium-cooled fast reactors.

This thesis aims to provide the thermal condition of melt pool convection by CFD simulation, which is important to the assessment of the invessel melt retention (IVR) strategy widely adopted in Generation III pressurized water reactors (PWRs). As a severe accident mitigation measure, the IVR strategy is realized through external cooling of the lower head of a reactor pressure vessel (RPV). To achieve the coolability and retention of the corium pool in the RPV lower head, the heat flux at the outer surface of the vessel should be less than the critical heat flux (CHF) of boiling around the lower head. Under such condition, the integrity of the RPV is guaranteed by the adequate thickness of the unmelted vessel wall. The thesis work starts from the selection and validation of a turbulence model in the CFD computational tool chosen (Fluent). Afterwards a numerical model is set up for estimation of melt pool heat transfer of a reference PWR with the power capacity of 1000 MWe, including a mesh sensitivity study. Based on the numerical model of a twolayer melt pool, four tasks are carried out to investigate the effects of Zr oxidation ratio, Fe content, and radiation emissivity on heat flux profiles, as well as the focus effect under extreme conditions. Selection and validation of the turbulence model are conducted by comparing the simulation results of different turbulence models with the DNS data on the convection of volumetrically heated fluid layer bounded by rigid isothermal horizontal walls at equal temperature. The internal Rayleigh numbers of the flow reach up to 10e6. The comparison shows a good agreement of the SST k-ω turbulence model results with the DNS data. The simulations with the Zr oxidation ratio of 0, 0.2 and 0.5, correspondingly, the oxide layer of 1.389m, 1.467m and 1.580m, and the metal layer of 0.705m, 0.646m and 0.561m in height, show that, the temperature of the oxide layer will increase with Zr oxidation ratio, while the temperature of the metal layer will decrease resulting in more heat transfer through the oxide layer sidewall and less top radiation. Nevertheless, the effect of the Zr oxidation ratio is not pronounced in the range of 00.5. The simulations with the Fe mass of 22t, 33t and 45t, and respective height of the metal layer of 0.462m, 0.568m and 0.646m, show that, the inner metal layer will significantly increase the temperatures of both the metal layer and the oxide layer. The percentage of heat transfer at the oxide layer sidewall will increase to supplement the reduction of that at the metal layer. The simulations with the radiation emissivity of 0.2, 0.35, 0.45 and 0.7 show that, the emissivity below 0.45 has an impact on heat transfer, and the temperatures and sidewall heat flux of both the oxide layer and the metal layer will increase with decreasing emissivity. The impact is negligible when the emissivity is above 0.45. The simulations under the hypothetically extreme conditions with either an adiabatic top boundary or a very thin metal layer show the focusing effect may occur, i.e., the heat flux through the metal sidewall is larger than that in the oxide layer. But the local high heat flux is flattened by the vessel wall with good heat conductivity. In summary, the simulations demonstrate that, except for the cases under extreme conditions, the heat fluxes of the melt pools in all other cases are significantly lower than the CHF of external cooling of the lower head. Therefore, the safety margin of the IVR strategy of the PWR chosen is seems sufficient. However, due to some limitations (e.g., simplification and assumptions) in the simulation cases and coupling of different influential factors, as indicated by the present study, the precise predictions of heat flux under all scenarios are still difficult. Therefore, the conclusions could not be generalized to the other conditions or other configurations of the molten pools. By discussing the model and simplifications/assumptions adopted in this work, the improvement directions of the numerical model and other perspectives are proposed at the end of the thesis. / Denna avhandling syftar till att tillhandahålla det termiska tillståndet för smältbassängskonvektion genom CFD-simulering, vilket är viktigt för bedömningen av IVR-strategin som allmänt antagits i tryckvattenreaktorer (PWR) i Generation III. Som en åtgärd för att mildra allvarliga olyckor realiseras IVR-strategin genom extern kylning av det nedre huvudet av ett reaktortryckkärl (RPV). För att uppnå kylbarhet och kvarhållning av koriumbassängen i det nedre RPV-huvudet bör värmeflöde vid den yttre ytan av kärlet vara mindre än det kritiska värmeflödet (CHF) som kokar runt det nedre huvudet. Under sådant tillstånd garanteras RPV: s integritet av den osmälta kärlväggens tillräckliga tjocklek. Examensarbetet startar från valet och valideringen av en turbulensmodell i det valda CFD-beräkningsverktyget (Fluent). Därefter sätts en numerisk modell upp för uppskattning av smältbassängens värmeöverföring av en referens PWR med en effektkapacitet på 1000 MWe, inklusive en nätkänslighetsstudie. Baserat på den numeriska modellen för en tvålagers smältbassäng utförs fyra uppgifter för att undersöka effekterna av Zr-oxidationsförhållande, Fe-innehåll och strålningsemissivitet på värmeflödesprofiler, liksom fokuseffekten under extrema förhållanden. Val och validering av turbulensmodellen utförs genom att jämföra simuleringsresultaten för olika turbulensmodeller med DNS-data för konvektionen av volymetriskt uppvärmt fluidskikt avgränsat av styva isoterma horisontella väggar vid lika temperatur. De interna Rayleigh-siffrorna i flödet når upp till 10e6. Jämförelsen visar att SST k-ω turbulensmodellresultaten överensstämmer med DNS-data. Simuleringarna med Zr-oxidationsförhållandet 0, 0,2 och 0,5, motsvarande oxidskiktet på 1,389 m, 1,467 m och 1,580 m, och metallskiktet på 0,705 m, 0,664 m och 0,561 m i höjd, visar att temperaturen av oxidskiktet kommer att öka med Zr-oxidationsförhållandet, medan metallskiktets temperatur kommer att minska vilket resulterar i mer värmeöverföring genom oxidskiktets sidovägg och mindre toppstrålning. Ändå är effekten av Zr-oxidationsförhållandet inte uttalad i intervallet 00,5. Simuleringarna med Fe-massan på 22t, 33t och 45t och respektive höjd av metallskiktet på 0,462m, 0,568m och 0,664m visar att det inre metallskiktet avsevärt kommer att öka temperaturerna för både metallskiktet och oxiden lager. Andelen värmeöverföring vid oxidskiktets sidovägg ökar för att komplettera minskningen av den vid metallskiktet. Simuleringarna med strålningsemissiviteten 0,2, 0,35, 0,45 och 0,7 visar att emissiviteten under 0,45 påverkar värmeöverföringen, och temperaturerna och sidoväggens värmeflöde för både oxidskiktet och metallskiktet kommer att öka med minskande emissivitet. Effekten är försumbar när strålningen är över 0,45. Simuleringarna under de hypotetiskt extrema förhållandena med antingen en adiabatisk övre gräns eller ett mycket tunt metallskikt visar att fokuseringseffekten kan uppstå, dvs. värmeflödet genom metallsidan är större än det i oxidskiktet. Men det lokala höga värmeflödet plattas ut av kärlväggen med god värmeledningsförmåga. Sammanfattningsvis visar simuleringarna att, förutom fall under extrema förhållanden, är värmeflödet från smältpoolerna i alla andra fall betydligt lägre än CHF för extern kylning av nedre huvudet. Därför verkar säkerhetsmarginalen för IVR-strategin för den valda PWR tillräcklig. På grund av vissa begränsningar (t.ex. förenkling och antaganden) i simuleringsfall och koppling av olika inflytelserika faktorer, vilket indikeras av den aktuella studien, är de exakta förutsägelserna av värmeflöde under alla scenarier fortfarande svåra. Därför kunde slutsatserna inte generaliseras till de andra förhållandena eller andra konfigurationer av de smälta poolerna. Genom att diskutera modellen och förenklingar / antaganden som antagits i detta arbete föreslås förbättringsriktningarna för den numeriska modellen och andra perspektiv i slutet av avhandlingen.

Lors d'un hypothétique accident grave de réacteur à eau sous pression, un mélange de matériaux fondus, appelé corium, issu de la fusion du cœur peut se relocaliser dans le puits de cuve constitué par un radier en béton. Les codes d'évaluation réacteur pour simuler la phénoménologie de l'interaction corium-béton sont basés sur une description à grande échelle des échanges qui soulève de nombreuses questions, tant sur la prise en compte des phénomènes multi-échelles mis en jeu que sur la structure adoptée de la couche limite au voisinage du front d'ablation. Dans ce contexte, l'objectif principal de ce travail consiste à aborder le problème de la structure de la couche limite par simulation numérique directe. Ce travail s'inscrit dans le cadre plus général d'une description et d'une modélisation multi-échelle des échanges, c'est-à-dire de l'échelle locale associée au voisinage du front d'ablation jusqu'à l'échelle du code d'évaluation réacteur. Une telle description multi-échelle des échanges soulève le problème de la description locale de l'écoulement multiphasique multiconstituant mais aussi le problème du changement d'échelle et en particulier le passage de l'échelle locale à l'échelle de description supérieure dite macroscopique associée aux mouvements convectifs dans le bain de corium. Parmi les difficultés associées au changement d'échelle, nous nous intéressons à la problématique de la construction de conditions aux limites effectives ou lois de parois pour les modèles macroscopiques. Devant la complexité du problème multiphasique multiconstituant posé au voisinage du front, cette contribution a été abordée sur un problème modèle. Des conditions aux limites dites effectives ont été construites dans le cadre d'une méthode de décomposition de domaine puis testées pour un problème d'écoulement laminaire de convection naturelle sur parois rugueuses. Mˆeme si le problème traité reste encore éloigné des applications visées, cette contribution offre de nombreuses perspectives et constitue une première étape d'une modélisation multiéchelle des échanges pour la problématique de l'interaction corium-béton. Dans le cas plus complexe des écoulements multiphasiques multiconstituants et devant les difficultés expérimentales associées, le développement de lois de parois pour les outils existants aux échelles de description supérieures nécessite, au préalable, de disposer d'un outil de simulation numérique directe de l'écoulement au voisinage du front d'ablation. L'outil développé dans ce travail correspond à un modèle de Cahn-Hilliard/Navier-Stokes pour un mélange diphasique (liquide-gaz) compositionnel (corium-béton fondu) s'appuyant sur une description du système selon trois paramètres d'ordre associés respectivement aux fractions volumiques du gaz et aux deux espèces miscibles de la phase liquide ainsi que sur une décomposition de l'énergie libre selon une contribution diphasique et compositionnelle. Les équations de transport sont dérivées dans le cadre de la thermodynamique des processus irréversibles et résolues sur la base d'une application éléments finis de la plate-forme PELICANS. Plusieurs expériences numériques illustrent la validité et les potentialités d'application de cet outil sur des problèmes diphasiques et/ou compositionnels. Enfin, à partir de l'outil développé, nous abordons par simulation numérique directe une étude de la structure de la couche limite au voisinage du front d'ablation pour des bétons siliceux et silico-calcaire. / In the late phases of some scenario of hypothetical severe accident in Pressurized Water Reactors, a molten mixture of core and vessel structures, called corium, comes to interact with the concrete basemat. The safety numerical tools are lumped parameter codes. They are based on a large averaged description of heat and mass transfers which raises some uncertainties about the multi-scale description of the exchanges but also about the adopted boundary layer structure in the vicinity of the ablation front. In this context, the aim of this work is to tackle the problem of the boundary layer structure by means of direct numerical simulation. This work joins within the more general framework of a multi-scale description and a multi-scale modeling, namely from the local scale associated with the vicinity of the ablation front to the scale associated with the lumped parameter codes. Such a multi-scale description raises not only the problem of the local description of the multiphase multicomponent flow but also the problem of the upscaling between the local- and the macro-scale which is associated with the convective structures within the pool of corium. Here, we are particularly interested in the building of effective boundary conditions or wall laws for macro-scale models. The difficulty of the multiphase multicomponent problem at the local scale leads us to consider a relatively simplified problem. Effective boundary conditions are built in the frame of a domain decomposition method and numerical experiments are performed for a natural convection problem in a stamp shaped cavity to assess the validity of the proposed wall laws. Even if the treated problem is still far from the target applications, this contribution can be viewed as a first step of a multi-scale modeling of the exchanges for the molten core concrete issue. In the more complicated case of multiphase multicomponent flows, it is necessary to have a direct numerical simulation tool of the flow at the local scale to build wall laws for macro-scale models. Here, the developed tool corresponds to a Cahn-Hilliard/Navier-Stokes model for a two-phase compositional system. It relies on a description of the system by three volume fractions and on a free energy composed by a two-phase part and a compositional part. The governing equations are derived in the frame of the thermodynamic of irreversible processes. They are solved on the basis of a finite element application of the object-oriented software component library PELICANS. Several numerical experiments illustrate the validity and the potentialities of application of this tool on two-phase compositional problems. Finally, using the developed tool, we tackle by means of direct numerical simulation the problem boundary layer structure in the vicinity of the ablation front for limestone-sand and siliceous concretes.