Les accidents graves de centrales nucléaires ont une probabilité d’occurrence très faible, mais compte tenu des risques encourus, il est nécessaire de savoir prédire l’évolution de l’accident. Dans le scénario le plus critique, le dégagement de chaleur induit par la désintégration des produits de fission entraînerait la fusion du cœur et la formation d’un magma (« corium ») qui tomberait sur le radier en béton du bâtiment réacteur, provoquant sa fusion. L’objectif des études est d’évaluer la vitesse de fusion du béton. Dans ce contexte, le travail effectué dans cette thèse se situe dans la continuité du modèle de ségrégation de phases développé par Seiler et Froment, et s’appuie sur les résultats expérimentaux des essais ARTEMIS. D’une part, nous avons développé un nouveau modèle de transferts à travers le milieu interfacial. Ce modèle fait intervenir trois mécanismes de transfert : la conduction, la convection et un dégagement de chaleur latente. D’autre part, nous avons revu la modélisation couplée du bain et du milieu interfacial, ce qui a conduit au développement de deux nouveaux modèles : « le modèle liquidus », pour lequel on suppose qu’il n’y a pas de résistance au transfert de soluté, et le « modèle à épaisseur de milieu interfacial constante », pour lequel on suppose qu’il n’y a pas de dissolution du milieu interfacial. Le modèle à épaisseur de milieu interfacial constante permet de prédire correctement les valeurs expérimentales de la vitesse de fusion du béton et de la température du bain, dans les essais 3 et 4 tandis que le modèle liquidus, appliqué aux essais 2 et 6, prédit correctement l’évolution de la vitesse de fusion et de la température du bain / Severe accidents of nuclear power plants are very unlikely to occur, yet it is necessary to be able to predict the evolution of the accident. In some situations, heat generation due to the disintegration of fission products could lead to the melting of the core. If the molten core falls on the floor of the building, it would provoke the melting of the concrete floor. The objective of the studies is to calculate the melting rate of the concrete floor. The work presented in this report is in the continuity of the segregation phase model of Seiler and Froment. It is based on the results of the ARTEMIS experiments. Firstly, we have developed a new model to simulate the transfers within the interfacial area. The new model explains how heat is transmitted to concrete: by conduction, convection and latent heat generation. Secondly, we have modified the coupled modelling of the pool and the interfacial area. We have developed two new models: the first one is the “liquidus model”, whose main hypothesis is that there is no resistance to solute transfer between the pool and the interfacial area. The second one is “the thermal resistance model”, whose main hypothesis is that there is no solute transfer and no dissolution of the interfacial area. The second model is able to predict the evolution of the pool temperature and the melting rate in the tests 3 and 4, with the condition that the obstruction time of the interfacial area is about 105 s. The model is not able to explain precisely the origin of this value. The liquidus model is able to predict correctly the evolution of the pool temperature and the melting rate in the tests 2 and 6

Lors d'un hypothétique accident majeur dans un réacteur à eau sous pression, la dégradation du coeur peut produire un bain stratifié, traversé par un flux de bulles. Ce dernier influence grandement les transferts thermiques, dont l'intensité est déterminante dans le déroulement de l'accident. Dans ce contexte, ce travail porte sur une modélisation de type interface diffuse pour l'étude d'écoulements incompressibles, anisothermes, composés de trois constituants non miscibles, sans changement de phase. Dans les méthodes à interface diffuse, l'évolution du système est décrite à travers la minimisation d'une énergie libre. L'originalité de notre approche, inspirée du modèle de Cahn-Hilliard, réside dans la forme particulière de l'énergie que nous proposons, qui permet d'avoir un modèle algébriquement et dynamiquement consistant, au sens suivant : d'une part, l'énergie libre triphasique coïncide exactement avec celle du modèle de Cahn-Hilliard diphasique quand seulement deux des phases sont présentes ; d'autre part, si une phase est initialement absente alors elle n'apparaîtra pas au cours du temps, cette dernière propriété étant stable vis à vis des erreurs numériques. L'existence et l'unicité des solutions faibles et fortes sont démontrées en dimension 2 et 3 ainsi qu'un résultat de stabilité pour les états métastables.<br /><br />La modélisation d'un système ternaire en écoulement anisotherme est ensuite poursuivie par couplage des équations de Cahn-Hilliard avec celles du bilan d'énergie et de Navier-Stokes où les contraintes surfaciques sont prises en compte à travers des forces volumiques capillaires. L'ensemble est discrétisé en temps et en espace de façon à préserver les propriétés du problème continu (conservation du volume, estimation d'énergie). Différents résultats numériques sont présentés, depuis le cas de validation de l'étalement d'une lentille entre deux phases jusqu'à l'étude des transferts de masse et de chaleur à travers une interface liquide/liquide traversée par une bulle ou un train de bulles.

Dans le cadre de la recherche sur les accidents graves pour la deuxième et la troisième génération de réacteurs nucléaires, certains aspects de l'ablation de béton dans le puits de cuve au cours de l'interaction corium-béton (ICB) restent encore inexpliquées. La détermination d'échange de chaleur le long de la région interfaciale entre un bain de corium et un béton est importante pour l'évaluation de la progression d'ablation du béton et, éventuellement, la percée de fondation. Le projet CLARA s'inscrit une recherche expérimentale sur la thermohydraulique au sein d'un bain de liquide agitée par des bulles de gaz. Les essais CLARA sont réalisés avec des matériaux simulants. Ils permettent de mettre en évidence l'influence de la vitesse superficielle du gaz, de la viscosité du liquide et de la géométrie sur le coefficient d'échange de chaleur entre le bain de liquide chauffé et les parois verticales et horizontales de la piscine qui sont maintenues à une température uniforme. La première campagne d'essais a été réalisée avec la configuration du bain de petite taille (50 cm × 25 cm × 25 cm). Les essais ont été réalisés avec des liquides couvrant un large éventail de viscosité dynamique, d'environ 1 mPa s à 10000 mPa s. La vitesse superficielle du gaz est modifiée jusqu'à 8 cm/s. Cette thèse comporte une brève description de la phénoménologie de l'ICB, une synthèse bibliographique sur les corrélations d'échange de chaleur existantes pour l'écoulement diphasique et le taux de vide, une description de l'installation CLARA, les résultats des essais et leur interprétation. Les résultats expérimentaux sont comparés avec les modèles existants et certains nouveaux modèles pour l'évaluation du coefficient d'échange de chaleur dans un écoulement diphasique. / In the context of severe accident research for the second and the third generation of nuclear power plants, there are still open issues concerning some aspects of the concrete cavity ablation during the molten corium - concrete interaction (MCCI). The determination of heat transfer along the interfacial region between the molten corium pool and the ablating basemat concrete is crucial for the assessment of concrete ablation progression and eventually the basemat meltthrough. For the purpose of experimental investigation of thermalhydraulics inside a liquid pool agitated by gas bubbles, the CLARA project has been launched. The CLARA experiments are performed using simulant materials and they reveal the influence of superficial gas velocity, liquid viscosity and pool geometry on the heat transfer coefficient between the internally heated liquid pool and vertical and horizontal pool walls maintained at uniform temperature. The first test campaign has been conducted with the small pool configuration (50 cm × 25 cm × 25 cm). The tests have been performed with liquids covering a wide range of dynamic viscosity from approximately 1 mPa s to 10000 mPa s and the superficial gas velocity is varied up to 8 cm/s. This thesis comprises a brief description of MCCI phenomenology, literature reviews on the existing heat transfer correlations for twophase flow and the void fraction, a description of CLARA setup, experimental results and their interpretation. The experimental results are compared with existing models and some new models for the assessment of heat transfer coefficient in two-phase flow. / U kontekstu istraživanja teških nesre´ca u nuklearnim elektranamadruge i tre´ce generacije, neka pitanja vezana za ablaciju temelja kontejnmentatijekom interakcije rastaljenog korijuma i betona i dalje ostajuotvorena. Odred¯ivanje prijenosa topline u površinskom podrucˇjuizmed¯u bazena rastaljenog korijuma i betona kljucˇno je za odred¯ivanjenapredovanja ablacije i u konaˇcnici procjene vremena rastapanjatemelja kontejnmenta. U svrhu eksperimentalnog istraživanja prijenosatopline u tek´cinama miješanima ubrizgavanjem zraka, pokrenutje projekt nazvan CLARA.CLARA eksperimenti izvode se koriste´ci imitacijske materijale i otkrivajuutjecaj fiktivne brzine plina, viskoznosti teku´cine i geometrijebazena na koeficijent prijenosa topline izmed¯u grijanog bazena te njegovihvetrikalnih i horizontalnih stijenki ˇcija se temperatura održavana konstantnoj temperaturi. Prva serija eksperimenata provedena je sbazenom male konfiguracije (50 cm × 25 cm × 25 cm). Eksperimentisu izvedeni s teku´cinama dinamiˇcke viskoznosti od približno 1 mPas do 10000 mPa s, dok je maksimalna fiktivna brzina plina 8 cm/s.Ova disertacija sadrži kratak opis fenomenologije procesa interakcijerastaljenog korijuma i betona, pregled postoje´cih korelacija zaviprijenos topline u dvofaznom toku i korelacija za poroznost, opisCLARA eksperimentalne postave, rezultate eksperimenta i njihovuinterpretaciju. Rezultati eksperimenta su uspored¯eni s predvid¯anjimaprema postojec´im modelima. Predloženi su takod¯er i neke nove korelacijeza odred¯ivanje koeficijenta prijenosa topline u dvofaznom toku.

En cas d' accident grave de réacteur nucléaire, la perte de réfrigérant peut conduire à la formation d'un mélange liquide à haute température (T>2500K) constitué majoritairement du combustible nucléaire et des matériaux de structure (corium). En cas de rupture de la cuve, le corium est susceptible d'interagir avec le béton de l'enceinte de confinement. Au contact du béton, la présence d'acier liquide modifie les processus d'ablation du béton et entraine une production de H2 et CO. Les objectifs de cette thèse étaient de déterminer la cinétique d'oxydation de l'acier liquide dans ces conditions, et d'identifier les mécanismes prépondérants. Pour répondre à ces objectifs, trois volets ont été développés: une approche à l'équilibre thermodynamique, des expériences analytiques à effets séparés et des expériences intégrales avec du corium prototypique. L'analyse des expériences intégrales montre que les gaz relâchés par le béton ne sont pas les seules sources d'oxydation, mais qu'une source d'oxydation extérieure au béton participe aux mécanismes d'oxydation. Les expériences analytiques ainsi que les calculs à l'équilibre thermodynamique ont montré que le corium, par sa capacité à devenir sur-stoechiométrique, est une source d'oxydation supplémentaire. Au contraire, les oxydes du béton ne participent pas au mécanisme d'oxydation. Le mécanisme d'oxydation de l'acier liquide est basé sur une oxydation relativement forte du chrome et du fer. Le nickel n'est pas oxydé, et serait consommé préférentiellement par Évaporation d'après les calculs thermodynamiques. L'étude cinétique de l'oxydation a permis d'une part d'établir deux lois cinétiques d'oxydation par O2 et CO2 et d'autre part de proposer une modélisation de la cinétique d'oxydation de l'acier lors des essais intégraux. / In case of severe nuclear accident, the loss of coolant leads to the formation of a high temperature liquid mixture (T>2500K) of nuclear fuel and structural materials inside the vessel. After the vessel failure, the corium could interact with the concrete of the reactor pit. The metallic phase inside the corium during corium-concrete interaction, changes the ablation processes and release H2 and CO. The aim of the PhD thesis was to study the kinetics and mechanisms of the liquid steel oxidation during corium-concrete interaction. In this way, the study was divided in three parts: with calculations at the thermodynamic equilibrium, with analytical experiments and with prototypical experiments. The results of oxidation analyses during prototypical experiments show that gases inside the concrete are not the only one source of oxidation and that another source outside the concrete have to participate to the oxidation mechanism. The analytical experiments and the thermodynamic approach show that the corium can oxidize the metallic phase whereas the concrete oxides cannot. The oxidation mechanism of liquid steel is based on high chromium and iron oxidation leading to their depletion. Oxidation of nickel does not occur, it would be mainly evaporated according to the thermodynamic calculations. Thanks to the kinetic study, the rates of the liquid steel oxidation by O2 et CO2 have been found and a phenomenological model have been proposed to estimate the steel oxidation during the prototypical experiments.

Ce travail traite de la thermohydraulique d'un bain de melt couplée à la physicochimie pour ladescription du comportement de mélanges de matériaux (non-eutectiques).On décrit le transitoire d'établissement de température dans un liquide avec dégagement de puissancevolumique en présence de solidification sur une paroi refroidie. Le modèle développé à cet effet estvalidé par rapport aux résultats des essais LIVE réalisés à KIT. Dans les conditions de ces essais onmontre que la température d'interface suit la température liquidus (correspondant à la composition dubain liquide) pendant le transitoire d'établissement de la température dans le bain et des croûtessolides.Par ailleurs, on propose un modèle d'interaction entre un liquide non-eutectique (soumis à dissipationvolumique de puissance) et une paroi fusible dont la température de fusion est inférieure à latempérature liquidus du bain. Les prédictions du modèle sont comparées aux résultats des essaisARTEMIS 2D. On en déduit une nouvelle formulation de la température d'interface (inférieure àliquidus température) entre le liquide et la couche pâteuse en paroi.

Lors d’un accident grave dans un réacteur nucléaire à eau pressurisée, le combustible nucléaire va réagir avec le gaines en Zircaloy, les absorbants neutroniques et les structures métalliques environnantes pour former un mélange partiellement ou complètement fondu. Ce cœur fondu peut ensuite interagir avec la cuve en acier du réacteur pour former un mélange appelé corium en cuve. Par la suite, le corium peut percer la cuve et venir se déverser sur le radier en béton en-dessous du réacteur. En fonction du scénario considéré, le corium qui va réagir avec le béton peut être constitué soit d’une seule phase liquide oxyde ou de deux liquides, métallique et oxyde. L’objectif de la thèse est l’étude de la thermodynamique du corium en cuve, prototypique U-Pu-Zr-Fe-O. L’approche utilisée est basée sur la méthode CALPHAD, qui permet de développer un modèle thermodynamique sur ce système complexe à partir de données expérimentales thermodynamiques et de diagramme de phases. Des traitements thermiques sur le système O-U-Zr ont permis de mesurer deux conodes dans la lacune de miscibilité à l’état liquide à 2567 K. De plus, des températures de liquidus ont été mesurées sur trois échantillons riches en Zr, en utilisant le montage de chauffage laser de l’ITU. Par la même méthode, des températures de solidus ont été obtenues sur le système UO2-PuO2-ZrO2. L’influence de l’atmosphère réductrice ou oxydante sur le comportement à la fusion de ce système a été étudiée pour la première fois. Les résultats montrent que la stœchiométrie en oxygène de ces oxydes dépend fortement du potentiel d’oxygène et de la composition en métal des échantillons. La lacune de miscibilité à l’état liquide a également été mise en évidence dans un échantillon U-O-Zr-Fe. L’ensemble de ces nouvelles données expérimentales avec celles de la littérature a permis de développer le modèle sur le système U-Pu-Zr-Fe-O. Pour tous les échantillons, des calculs de chemin de solidification avec ce modèle ont servi à interpréter les microstructures de solidification observées. Un bon accord est obtenu entre les calculs et les résultats expérimentaux. Des traitements thermiques sur deux échantillons de corium hors cuve ont permis de montrer l’influence de la composition du béton sur la nature des phases liquides formées à haute température. Les microstructures de solidification ont été interprétées à l’aide de calculs avec la base de données TAF-ID. En parallèle, un nouveau montage expérimental appelé ATTILHA, utilisant la lévitation aérodynamique et le chauffage laser, a été conçu et développé pour mesurer des données de diagramme de phase à haute température. Ce montage a été validé avec des systèmes oxydes bien connus. De plus, cette méthode a permis d’observer in-situ à l’aide de la caméra infra-rouge la formation de la lacune de miscibilité à l’état liquide dans le système O-Fe-Zr lors de l’oxydation d’une bille d’alliage Fe-Zr. La prochaine étape du développement est la nucléarisation du montage pour effectuer des mesures sur des échantillons contenant de l’uranium. La mise en place d’une caméra ultra rapide (5000 Hz) pour l’étude de propriétés thermo-physiques de mélanges de corium en cuve et hors cuve est également envisagée. La synergie entre le développement de ces outils expérimentaux et de calcul devrait permettre d’améliorer la description thermodynamique du corium et des codes de calcul sur les accidents graves utilisant ces données thermodynamiques. / During a severe accident in a pressurised water reactor, the nuclear fuel can interact with the Zircaloy cladding, the neutronic absorber and the surrounding metallic structure forming a partially or completely molten mixture. The molten core can then interact with the reactor steel vessel forming a mixture called in-vessel corium. In the worst case, this mixture can pierce the vessel and pour onto the concrete underneath the reactor, leading the formation of the ex-vessel corium. Furthermore, depending on the considered scenario, the corium can be formed by a liquid phase or by two liquids, one metallic the other oxide. The objective of this thesis is the investigation of the thermodynamics of the prototypic in-vessel corium U-Pu-Zr-Fe-O. The approach used during the thesis is based on the CALPHAD method, which allows to obtain a thermodynamic model for this complex system starting from phase diagram and thermodynamic data. Heat treatments performed on the O-U-Zr system allowed to measure two tie-lines in the miscibility gap in the liquid phase at 2567 K. Furthermore, the liquidus temperatures of three Zr-enriched samples have been obtained by laser heating in collaboration with ITU. With the same laser heating technique, solidus temperatures have been obtained on the UO2-PuO2-ZrO2 system. The influence of the reducing or oxidising on the melting behaviour of this system has been studied for the first time. The results show that the oxygen stoichiometry of these oxides strongly depends on the oxygen potential and on the metal composition of the samples. The miscibility gap in the liquid phase of the U-Zr-Fe-O system has been also observed. The whole set of experimental results with the literature data allowed to develop the thermodynamic model of the U-Pu-Zr-Fe-O system. Solidification path calculations have been performed for all the investigated samples to interpret the microstructures of the solidified samples. A good accordance has been obtained between calculation and experimental results. Heat treatments on two ex-vessel corium samples showed the influence of the concrete composition on the nature of the liquid phases formed at high temperature. The observed microstructures have been interpreted by means of calculation performed with the TAF-ID database. In parallel, a novel experimental setup named ATTILHA based on aerodynamic levitation and laser heating has been conceived and developed to obtain high temperature phase diagram data. This setup has been validated on well-known oxide systems. Furthermore, this technique allowed to observe in-situ, by using an infrared camera, the formation of a miscibility gap in the liquid phase of the O-Fe-Zr system by oxidation of a Fe-Zr sample. The next step of the development will be the nuclearization of the apparatus to investigate U-containing samples. The implementation of a very fast visible camera (5000 Hz) to investigate the thermo-physical properties of in-vessel and ex-vessel corium mixtures is also underway. The synergy between the development of experimental and calculation tools will allow to improve the thermodynamic description of the corium and the severe accident code using thermodynamic input data.

Ce travail traite de la thermohydraulique d’un bain de melt couplée à la physicochimie pour ladescription du comportement de mélanges de matériaux (non-eutectiques).On décrit le transitoire d’établissement de température dans un liquide avec dégagement de puissancevolumique en présence de solidification sur une paroi refroidie. Le modèle développé à cet effet estvalidé par rapport aux résultats des essais LIVE réalisés à KIT. Dans les conditions de ces essais onmontre que la température d’interface suit la température liquidus (correspondant à la composition dubain liquide) pendant le transitoire d’établissement de la température dans le bain et des croûtessolides.Par ailleurs, on propose un modèle d’interaction entre un liquide non-eutectique (soumis à dissipationvolumique de puissance) et une paroi fusible dont la température de fusion est inférieure à latempérature liquidus du bain. Les prédictions du modèle sont comparées aux résultats des essaisARTEMIS 2D. On en déduit une nouvelle formulation de la température d’interface (inférieure àliquidus température) entre le liquide et la couche pâteuse en paroi. / This work deals with the thermal-hydraulics of a melt pool coupled with the physical chemistry for thepurpose of describing the behaviour of mixtures of materials (non-eutectic).Evolution of transient temperature in a liquid melt pool heated by volumetric power dissipation hasbeen described with solidification on the cooled wall. The model has been developed and is validatedfor the experimental results given by LIVE experiment, performed at Karlsruhe Institute ofTechnology (KIT) in Germany. Under the conditions of these tests, it is shown that the interfacetemperature follows the liquidus temperature (corresponding to the composition of the liquid bath)during the whole transient. Assumption of interface temperature as liquidus temperature allowsrecalculating the evolution of the maximum melt temperature as well as the local crust thickness.Furthermore, we propose a model for describing the interaction between a non-eutectic liquid meltpool (subjected to volumetric power dissipation) and an ablated wall whose melting point is below theliquidus temperature of the melt. The model predictions are compared with results of ARTEMIS 2Dtests. A new formulation of the interface temperature between the liquid melt and the solid wall(below liquidus temperature) has been proposed.

Lors d’un accident grave dans un réacteur nucléaire (REP ou REB en particulier), le combustible fondu (corium) peut se déverser dans le réfrigérant (eau). L’interaction entre les deux fluides est appelée Interaction Combustible-Réfrigérant. Sous certaines conditions, cette interaction peut conduire à une «explosion de vapeur» qui peut menacer le confinement du réacteur nucléaire. L’ICR est une interaction de caractère multiphasique complexe où divers phénomènes physiques interviennent de manières couplées. Elle débute par une phase de mélange entre les fluides (prémélange), se traduisant par la fragmentation du corium et sa dispersion dans le réfrigérant. Ce processus de fragmentation impacte les échanges thermiques (ébullition et mise en mouvement du fluide environnant (réfrigérant)) et les processus chimiques (oxydation du corium et génération d’hydrogène). Cette thèse apporte de nouveaux éléments concernant la compréhension physique et la modélisation du phénomène de fragmentation du corium, dont l’objectif principal est d’améliorer la modélisation dans le logiciel de thermohydraulique multiphasique MC3D, développé par l’IRSN. L’étude proposée se base sur l’hypothèse de la modélisation de la fragmentation comme un phénomène multi-échelle avec un découplage entre taux de fragmentation du jet et dimension des gouttes résultantes. Elle suppose un processus de fragmentation qui est le résultat d’une déstabilisation primaire (passage jet -> grosses gouttes) pilotée par les grandes échelles de l’écoulement et d’un processus de déstabilisation secondaire menant à une fragmentation finale dépendante des paramètres plus «locaux» de l’écoulement. Nous avons conjugué notre modélisation avec une méthode de type MUSIG récemment introduite dans le logiciel MC3D. Les gouttes de corium y sont représentées, via un découpage en classes, par plusieurs champs de masse et d’énergie avec des diamètres distincts. Malgré les avancées dans la modélisation de la fragmentation, la compréhension des mécanismes et la caractérisation de la fragmentation des gouttes liquides est encore très imparfaite, particulièrement dans le cas liquide/liquide. Le travail de thèse s’est alors orienté vers l’analyse de ce processus en utilisant le logiciel de simulation GERRIS. L’étude conduit à proposer une nouvelle carte de régimes de fragmentation en configuration liquide/liquide, une compréhension plus approfondie de la dynamique de fragmentation et une analyse sur l’interaction vortex-goutte pilotant la transition entre les régimes. / In the case of a severe accident in a nuclear power plant, the molten core may flow into water and interact with it. The consequences of this fuel-coolant interaction (FCI) for the follow-up of the accident may be numerous so the phenomenon needs to be described accurately, one of them called “steam explosion” can lead to the failure of the nuclear reactor containment. FCI is a complex multiphase interaction involving several physical phenomena. The premixing phase of the interaction consists in the fragmentation and dispersion of corium in the coolant pool. This phase is driven by the fragmentation process which modifies heat transfers (coolant boiling dynamics) and chemical reactions (corium oxidation and hydrogen generation). This thesis brings new elements about the corium jet and droplet breakup with the main goal of improve fragmentation models on the MC3D multiphase code, developed by the IRSN. Our study is based on a multi-scale fragmentation process where the jet fragmentation rate and final droplet dimensions are not coupled themselves. We suppose a fragmentation process resulting from a primary instability (mass transfer within jet and big droplets) depending on the large flow scales and a secondary instability depending on the small flow scales (leading to final droplet breakup). This model has been implemented in MC3D in combination with the MUSIG method recently added to MC3D. In this method, droplets are represented using several classes, each of them with their own droplet diameter, mass and energy fields. Despite new improvements on modeling corium fragmentation, there is still a lack on the comprehension and characterization on the liquid droplet fragmentation, particularly on liquid/liquid configurations. In this thesis, we study in detail droplet breakup using the computational fluid dynamics software GERRIS. As a result, we find a new droplet breakup classification in liquid/liquid configurations, we improve the droplet breakup dynamics comprehension and we analyze the droplet-vortex interaction to determine breakup regime transition.

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.

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.