Simulations de l'écoulement et du transfert de chaleur du modérateur du réacteur CANDU

La connaissance de l'écoulement du modérateur au sein de la cuve d'un réacteur nucléaire CANDU et notamment celle de la distribution des températures autour des tubes de calandre est importante, que le réacteur soit en fonctionnement normal ou transitoire. L'écoulement au sein de la calandre est complexe, d'une part car le domaine est multi-connexe, et d'autre part car la poussée d'Archimède y joue un rôle important et entre en concurrence avec l'inertie du fluide. Les précédentes études numériques utilisent une technique des milieux poreux rendant le domaine continue, la banque de tubes étant prise en compte à l'aide de résistances hydrauliques distribuées. Ces simulations permettent de mettre en avant les principaux types d'écoulement mais ne permettent, ni de prendre en considération les phénomènes locaux inhérents à la banque de tubes, ni de connaitre la distribution des températures proche des cylindres. Une modélisation détaillée à pleine échelle avec la prise en compte de la banque de tubes à l'aide des codes de simulation plus performants est alors nécessaire. Cette modélisation demandant de grosses ressources de calculs non disponibles, la simulation expérimentale du dit écoulement dans une calandre mise à l'échelle un quart est considérée (expériences réalisées à Stern Laboratories). Ce travail de recherche vise alors à simuler en deux dimensions l'écoulement du modérateur dans une calandre de type CANDU mise à l'échelle un quart afin d'étudier les différents types d'écoulements et les transitions entre ceux-ci. A cet effet, le code de calcul FLUENT a été utilisé. L'écoulement au sein de la calandre étant proche de l'écoulement à travers un faisceau de tubes, ce dernier écoulement (sans aucuns transferts de chaleur) est alors utilisé pour étudier la capacité du logiciel FLUENT à prédire les profils de vitesses et les pertes de pressions. Plusieurs tests sont alors réalisés afin de choisir les meilleures options du logiciel pour simuler ce type d'écoulement. Ainsi, en plus d'une étude sur les maillages, les algorithmes de calculs et les quatre modèles de turbulence suivant : κ-ε Standard, κ-ε RNG, κ-ε Realizable et κ-ω sont investigués. Avec les différentes options choisis, des simulations d'écoulements autour d'un cylindre chauffé sont effectués pour étudier la capacité du logiciel FLUENT de prédire les transferts de chaleur. Afin d'améliorer la performance du système de calcul de l'écoulement du modérateur, des modèles semi-analytiques de jets axisymétriques, précédemment développés, sont implantés dans

Abstract

The knowledge of the flow of the moderator in the vessel of a CANDU nuclear reactor and especially the external wall temperature distributions around calandria tubes is a major concern during normal and off-normal operating conditions. The flow inside the vessel is complex first of all because the domain is a multi-connected one and then because the buoyancy force plays an important role being strong enough to compete with the inertia of the inlet nozzle's flow. The former numerical studies use a porous model method which does not take into account the tubes bank physically making the domain continuous ; the tube banks are replaced by hydraulic resistances. These simulations allow to point up the main flow types but are not able to take account local phenomenon inherent to the tubes bank and do not provide the temperature distribution close to the calandria tubes wall. A full scale simulation with the consideration of the tubes bank with a computational commercial code (FLUENT) is necessary. Nevertheless, this simulation requests a lot of computational resources which are unavailable. The simulation of the flow in a one quarter scale vessel is thus considered (experiments made in Stern Laboratories). This master thesis hence aim to simulate the two dimensional flow of the moderator in a one quarter scale CANDU calandria type in order to study the different flow types and transitions between them. As the flow in the calandria in mainly the flow in a tubes bundle, the latter flow (without any heat transfer) is thus used to study the capacity of the FLUENT code to predict velocity profiles and pressure drops. Several numerical tests are hence realized in order to choose the best FLUENT's calculation options to simulate this kind of flow. Thus, besides a mesh study, are investigated the calculation algorithms and the four next turbulence models : the κ-ε Standard, the κ-ε RNG, the κ-ε Realizable and the κ-ω. Simulations of flow around heated cylinder are then made with these options with the purpose of studying the predictions of heat transfer of the FLUENT code. In order to improve the predictions of the moderator's flow, semi-analytical models of axisymmetrical jets previously developed are implanted in FLUENT at the inlet nozzles' place. Moreover, correlations for thermophysical properties of the fluid as a function of the temperature are developed.