Étude thermo-hydraulique de l'écoulement du modérateur dans le réacteur CANDU-6

Je tiens tout d'abord à vivement remercier mes directeurs de recherche Pr.Alberto Teyssedou et Pr.Stéphane Etienne qui m'ont donné la chance de pouvoir réaliser ce projet de thèse.Je les remercie pour l'encadrement qu'ils m'ont offert, pour leur soutien précieux, pour leurs conseils et pour les idées qu'ils ont partagées avec moi tout au long de ce travail de recherche.Je remercie les membres de jury, Pr.Jean Koclas, Pr.Aouni Lakis et Dr. Mohamed Dahmani pour avoir accepté l'évaluation de cette thèse.Je voudrais aussi remercier M. Sébastien Paquette, M. Benoît Malouin et M. Eddy Petro, pour leurs conseils avisés pendant mon doctorat qui ont été efficaces.Je tiens aussi à remercier M. Daniel Stubbs pour ces assistances lors de l'installation du Code_Saturne sur les serveurs du Calcul_Québec.Je tiens à remercier M. Yvan Fournier de l'Électricité de France (EDF) pour ces conseils avisés liés à l'installation et l'utilisation du Code_Saturne.Je remercie le Calcul_Canada pour l'attribution de ressources informatiques utilisées pour ce projet.Je remercie également le Fonds de recherche du Québec (FRQNT) pour la bourse d'études doctorales qu'on m'a accordé.Finalement, je remercie mes parents qui m'ont toujous soutenu et encouragé de près et de loin.Je vous aime de tout mon cœur.iv RÉSUMÉ Étant donné la taille (6,0 m×7,6 m) ainsi que le domaine multiplement connexe qui caractérisent la cuve des réacteurs CANDU-6 (380 canaux dans la cuve), la physique qui gouverne le comportement du fluide modérateur est encore mal connue de nos jours.L'échantillonnage de données dans un réacteur en fonction nécessite d'apporter des changements à la configuration de la cuve du réacteur afin d'y insérer des sondes.De plus, la présence d'une zone intense de radiations empêche l'utilisation des capteurs courants d'échantillonnage.En conséquence, l'écoulement du modérateur doit nécessairement être étudié à l'aide d'un modèle expérimental ou d'un modèle numérique.Pour ce qui est du modèle expérimental, la fabrication et la mise en fonction de telles installations coûtent très cher.De plus, les paramètres de la mise à l'échelle du système pour fabriquer un modèle expérimental à l'échelle réduite sont en contradiction.En conséquence, la modélisation numérique reste une alternative importante.Actuellement, l'industrie nucléaire utilise une approche numérique, dite de milieu poreux, qui approxime le domaine par un milieu continu où le réseau des tubes est remplacé par des résistances hydrauliques distribuées.Ce modèle est capable de décrire les phénomènes macroscopiques de l'écoulement, mais ne tient pas compte des effets locaux ayant un impact sur l'écoulement global, tel que les distributions de températures et de vitesses à proximité des tubes ainsi que des instabilités hydrodynamiques.Dans le contexte de la sûreté nucléaire, on s'intéresse aux effets locaux autour des tubes de calandre.En effet, des simulations faites par cette approche prédisent que l'écoulement peut prendre plusieurs configurations hydrodynamiques dont, pour certaines, l'écoulement montre un comportement asymétrique au sein de la cuve.Ceci peut provoquer une ébullition du modérateur sur la paroi des canaux.Dans de telles conditions, le coefficient de réactivité peut varier de manière importante, se traduisant par l'accroissement de la puissance du réacteur.Ceci peut avoir des conséquences majeures pour la sûreté nucléaire.Une modélisation CFD (Computational Fluid Dynamics) détaillée tenant compte des effets locaux s'avère donc nécessaire.Le but de ce travail de recherche est de modéliser le comportement complexe de l'écoulement du modérateur au sein de la cuve d'un réacteur nucléaire CANDU-6, notamment à proximité des tubes de calandre.Ces simulations servent à identifier les configurations possibles de l'écoulement dans la calandre.Cette étude consiste ainsi à formuler des bases théoriques à l'origine des instabilités macroscopiques du modérateur, c.-à-d.des mouvements asymétriques qui peuvent provoquer l'ébullition du modérateur.Le défi du projet est de déterminer l'impact de ces configurations de l'écoulement sur la réactivité du réacteur CANDU-6.v La grande taille de la cuve et la variation de densité due à la chaleur rendent ces modélisations difficiles.Les analyses CFD déjà effectuées ne coïncident pas avec les données expérimentales disponibles, très probablement à cause de la sous-résolution des simulations et l'utilisation de modèles physiques non valides pour cette étude.Les simulations effectuées dans le cadre de cette recherche indiquent des instabilités propres aux conditions de l'écoulement.Cette étude numérique identifie des instabilités hydrodynamiques qui aboutissent à des oscillations dans le système.C'est la première fois que ce type d'oscillations est prédit dans l'écoulement du modérateur.Par conséquent, elles pourraient être considérées dans les analyses de la sûreté nucléaire.Les simulations de ce projet ont été réalisées à l'aide de méthodes numériques de calcul par volumes finis en utilisant le logiciel Code_Saturne [1] développé chez Électricité de France.Dans ce contexte, ce code a été validé avec des données expérimentales disponibles.La première contribution de cette thèse est le développement d'une carte de configurations pour le fonctionnement du modérateur dans la cuve du réacteur CANDU-6.Le modèle transitoire nous a permis d'identifier les fréquences des oscillations reliées à chacune des configurations possibles de l'écoulement.La nature et les raisons de présence des oscillations ont été analysées du point de vue de la dynamique des fluides.Les prédictions thermohydrauliques de ce code ont ensuite été importées dans le code de calcul de la physique des réacteurs DON-JON [2], développé à l'École Polytechnique de Montréal.Ce travail nous a permis de prédire également un effet de couplage entre les distributions du modérateur et la réactivité du réacteur CANDU-6.Veuillez noter que cette thèse est basée sur trois articles scientifiques.L'organisation de ce document est donnée dans le chapitre 3. vi

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