Study of mixed convection regimes in a thin fluid layer : application to the retention of molten materials within the vessel reactor during a severe nuclear accident

En cas d’accident grave dans une centrale nucléaire, le combustible et les composants du réacteur peuvent fondre et former un mélange appelé corium. Pour faire face à cette situation, une stratégie consiste à immerger la cuve du réacteur dans l’eau afin de refroidir ses parois dans le but de contenir le corium à l’intérieur du réacteur. Lorsque le corium descend vers le plénum inférieur de la cuve, il se sépare en deux couches non miscibles : une couche d’oxyde, plus dense, et une couche métallique liquide, plus légère. La couche d’oxyde, contenant la majeure partie de la chaleur, chauffe la couche métallique au-dessus, ce qui peut entraîner une surchauffe et la rupture des parois du réacteur. Pour prédire ce transfert de chaleur localisé, il est essentiel de comprendre la convection turbulente au sein de cette couche de métal liquide. Cette étude adopte une approche combinant simulations numériques directes tridimensionnelles (DNS), expériences et analyse théorique. Grâce à cette approche,nous avons mieux compris la structure de l’écoulement et les mécanismes de transfert de chaleur au sein du système. Nous avons ainsi développé un modèle unidimensionnel pour décrire le profilde température radial, permettant des estimations plus précises de la concentration du flux de chaleur à la paroi. Nous avons aussi identifié une instabilité tridimensionnelle, caractérisée par un motif à branches en rotation, qui persiste même en conditions turbulentes. Cette instabilité joue un rôle clé dans le transport des fluctuations de chaleur vers les parois du réacteur. Notre étude a également permis une analyse approfondie des instabilités du système, révélant les potentiels mécanismes physiques à l’origine du motif à branches. Les résultats obtenus enrichissent notre compréhension du transfert de chaleur et de la dynamique de l’écoulement dans la couche métallique, contribuant à des prévisions plus précises de l’intégrité des cuves de réacteur nucléaire. Enfin, nous concluons en discutant les limites de notre approche et proposons des pistes pour des recherches futures