Qu’est-ce que l’ébullition nucléée – Définition

Ébullition nucléée

Le type le plus courant d’ébullition locale rencontré dans les installations nucléaires est l’ ébullition nucléée . Mais dans le cas de réacteurs nucléaires, l’ ébullition nucléée se produit à des débits importants dans le réacteur. Lors de l’ ébullition nucléée , des bulles de vapeur se forment à la surface de transfert de chaleur, puis se détachent et sont entraînées dans le flux principal du fluide. Un tel mouvement améliore le transfert de chaleur car la chaleur générée à la surface est transportée directement dans le flux de fluide. Une fois dans le flux de fluide principal, les bulles s’effondrent car la température globale du fluide n’est pas aussi élevée que la température de la surface de transfert de chaleur où les bulles ont été créées. Comme il était écrit, faire bouillirà la surface perturbe efficacement cette couche stagnante et par conséquent, une ébullition nucléée améliore considérablement  la capacité d’une surface à transférer de l’énergie thermique à un fluide en vrac. Ce processus de transfert de chaleur est parfois souhaitable car l’énergie créée à la surface de transfert de chaleur est rapidement et efficacement «évacuée».

Près du mur, la situation est complexe car plusieurs mécanismes augmentent le flux de chaleur au-dessus de celui de la conduction pure à travers le liquide.

1. Notez que, même dans un écoulement turbulent , il existe une couche de film de fluide stagnant (sous-couche laminaire) qui isole la surface de l’échangeur de chaleur. Le flux ascendant (dû aux forces de flottabilité) de la vapeur sortant de la paroi doit être équilibré par un flux massique de liquide égal, ce qui rapproche le liquide plus froid du mur.
2. La formation et le mouvement des bulles turbulent le liquide près de la paroi et augmentent ainsi le transfert de chaleur de la paroi au liquide.
3. L’ébullition diffère des autres formes de convection en ce sens qu’elle dépend de la chaleur latente de vaporisation, qui est très élevée pour les pressions courantes; par conséquent, de grandes quantités de chaleur peuvent être transférées pendant l’ébullition essentiellement à température constante.

Le flux de chaleur d’ébullition nucléée ne peut pas être augmenté indéfiniment. Nous appelons cela un « flux de chaleur critique » ( CHF ), la vapeur produite peut former une couche isolante sur la surface, ce qui détériore le coefficient de transfert de chaleur. En effet, une grande partie de la surface est recouverte d’un film de vapeur qui joue le rôle d’isolant thermique en raison de la faible conductivité thermique de la vapeur par rapport à celle du liquide. Immédiatement après que le flux de chaleur critique a été atteint, l’ébullition devient instable et une ébullition de transition se produit. La transition de l’ébullition nucléée à l’ébullition pelliculaire est appelée « crise d’ébullition ». Depuis au-delà du CHFSi le coefficient de transfert de chaleur diminue, le passage à l’ ébullition du film est généralement inévitable.

Dans la section suivante, nous distinguerons entre:

• piscine nucléée en ébullition
• flux nucléé bouillant

Nucleate Boiling Correlations – Pool Boiling

Les régimes d’ébullition examinés ci-dessus diffèrent considérablement par leur caractère. Il existe également différentes corrélations qui décrivent le transfert de chaleur. Dans cette section, nous passons en revue certaines des corrélations les plus largement utilisées pour l’ébullition nucléée.

Nucleate Pool Boiling

Corrélation de Rohsenow

La corrélation la plus largement utilisée pour le taux de transfert de chaleur dans l’ébullition de la piscine nucléée a été proposée en 1952 par Rohsenow :

Corrélation de Rohsenow

où

• q – flux de chaleur d’ébullition de la piscine nucléée [W / m ² ]
• c ₁ – chaleur spécifique du liquide J / kg K
• ΔT – température excessive ° C ou K
• h _fg  – enthalpie de vaporisation, J / kg
• Pr – nombre Prandtl de liquide
• n – constante expérimentale égale à 1 pour l’eau et 1,7 pour les autres fluides
• C _sf – facteur de fluide de surface, par exemple, l’eau et le nickel ont un C _sf de 0,006
• μ ₁ – viscosité dynamique du liquide kg / ms
• g – accélération gravitationnelle m / s ²
• g ₀ – facteur de conversion de force kgm / Ns ²
• ρ ₁ – densité du liquide kg / m ³
• ρ _v – densité de vapeur kg / m ³
• σ – interface tension liquide-vapeur de surface N / m

Comme on peut le voir, ΔT ∝ (q) ^⅓ . Cette proportionnalité très importante montre une capacité croissante de l’interface à transférer la chaleur.

Nucleate Boiling – Flow Boiling

En ébullition (ou ébullition par convection forcée ), l’écoulement de fluide est forcé sur une surface par des moyens externes tels qu’une pompe, ainsi que par des effets de flottabilité. Par conséquent, l’ébullition du flux s’accompagne toujours d’autres effets de convection. Les conditions dépendent fortement de la géométrie, ce qui peut impliquer un écoulement externe sur des plaques et des cylindres chauffés ou un écoulement interne (conduit). Dans les réacteurs nucléaires, la plupart des régimes d’ébullition sont simplement des ébullitions à convection forcée. Le point d’ébullition est également classé comme point d’ébullition externe et interne selon que le fluide est forcé de s’écouler sur une surface chauffée ou à l’intérieur d’un canal chauffé.

L’ébullition à écoulement interne est de nature beaucoup plus compliquée que l’ébullition à écoulement externe car il n’y a pas de surface libre pour que la vapeur s’échappe, et donc le liquide et la vapeur sont forcés de s’écouler ensemble. L’écoulement diphasique dans un tube présente différents régimes d’ébullition, en fonction des quantités relatives des phases liquide et vapeur. Par conséquent, l’ébullition par convection forcée interne est communément appelée écoulement diphasique .

Nucleate Boiling Correlations – Flow Boiling

Corrélation McAdams

Dans une ébullition nucléée entièrement développée avec un liquide de refroidissement saturé, la température de la paroi est déterminée par le flux de chaleur local et la pression et ne dépend que légèrement du nombre de Reynolds . Pour l’eau sous-refroidie à des pressions absolues comprises entre 0,1 et 0,6 MPa, la corrélation McAdams donne:

Corrélation de Thom

La corrélation de Thom concerne le débit d’ébullition (sous-refroidi ou saturé à des pressions allant jusqu’à environ 20 MPa) dans des conditions où la contribution d’ébullition nucléée prédomine sur la convection forcée. Cette corrélation est utile pour une estimation grossière de la différence de température attendue compte tenu du flux de chaleur:

Corrélation de Chen

En 1963, Chen a proposé la première corrélation d’ébullition pour l’évaporation dans des tubes verticaux pour atteindre une utilisation généralisée. La corrélation de Chen inclut à la fois les coefficients de transfert de chaleur dus à l’ ébullition nucléée ainsi que les mécanismes de convection forcée. Il faut noter qu’à des fractions de vapeur plus élevées, le coefficient de transfert de chaleur varie fortement avec le débit. La vitesse d’écoulement dans un cœur peut être très élevée provoquant de très fortes turbulences. Ce mécanisme de transfert de chaleur a été appelé «évaporation par convection forcée». Aucun critère adéquat n’a été établi pour déterminer la transition de l’ébullition nucléée à la vaporisation par convection forcée. Cependant, une seule corrélation valable à la fois pour l’ébullition nucléée et la vaporisation par convection forcée a été développée par Chen pour les conditions d’ébullition saturées et étendue pour inclure l’ébullition sous-refroidie par d’autres. Chen a proposé une corrélation où le coefficient de transfert de chaleur est la somme d’une composante de convection forcée et d’une ébullition nuclééecomposant. Il faut noter que la corrélation d’ébullition de la piscine nucléée de Forster et Zuber (1955) est utilisée pour calculer le coefficient de transfert de chaleur d’ébullition nucléée, h _FZ et la corrélation d’écoulement turbulent de Dittus-Boelter (1930) est utilisée pour calculer la phase liquide coefficient de transfert de chaleur par convection, h _l .

Le facteur de suppression de l’ébullition nucléée, S, est le rapport de la surchauffe effective à la surchauffe de la paroi. Il explique la diminution du transfert de chaleur d’ébullition car la surchauffe effective à travers la couche limite est inférieure à la surchauffe en fonction de la température de la paroi. Le multiplicateur diphasique, F, est fonction du paramètre Martinelli χ _tt .

Crise d’ébullition – Flux thermique critique

Comme cela a été écrit, dans les réacteurs nucléaires , les limitations du flux de chaleur local sont de la plus haute importance pour la sûreté des réacteurs. Pour les réacteurs à eau sous pression et également pour les réacteurs à eau bouillante , il existe des phénomènes thermohydrauliques qui provoquent une baisse brutale de l’ efficacité du transfert de chaleur (plus précisément du coefficient de transfert de chaleur ). Ces phénomènes se produisent à une certaine valeur du flux de chaleur, connue sous le nom de « flux de chaleur critique ». Les phénomènes qui provoquent la détérioration du transfert de chaleur sont différents pour les REP et pour les REB.

Dans les deux types de réacteurs, le problème est plus ou moins associé au départ de l’ébullition nucléée. Le flux de chaleur d’ébullition nucléée ne peut pas être augmenté indéfiniment. À une certaine valeur, nous l’appelons le « flux de chaleur critique » ( CHF ), la vapeur produite peut former une couche isolante sur la surface, qui à son tour détériore le coefficient de transfert de chaleur. Immédiatement après que le flux de chaleur critique a été atteint, l’ébullition devient instable et l’ébullition en film se produit. La transition de l’ébullition nucléée à l’ébullition pelliculaire est connue sous le nom de « crise d’ébullition ». Comme cela a été écrit, les phénomènes qui provoquent la détérioration du transfert de chaleur sont différents pour les REP et pour les REB.

Départ de l’ébullition nucléée – DNB

Dans le cas des REP , le problème de sécurité critique est nommé DNB ( départ de l’ébullition nucléée ), ce qui provoque la formation d’une couche de vapeur locale , entraînant une réduction spectaculaire de la capacité de transfert de chaleur. Ce phénomène se produit dans la région sous-refroidie ou de mauvaise qualité. Le comportement de la crise d’ébullition dépend de nombreuses conditions d’écoulement (pression, température, débit), mais la crise d’ébullition se produit à des flux de chaleur relativement élevés et semble être associée au nuage de bulles, adjacent à la surface. Ces bulles ou film de vapeur réduisent la quantité d’eau entrante. Ce phénomène détériorant le coefficient de transfert de chaleur et le flux thermique restant, la chaleur s’accumule alorsdans la barre de combustible provoquant une augmentation spectaculaire de la gaine et de la température du combustible . Simplement, une différence de température très élevée est nécessaire pour transférer le flux de chaleur critique produit de la surface du crayon de combustible au réfrigérant du réacteur (à travers la couche de vapeur).

Dans le cas des REP, le flux critique est un flux annulaire inversé , tandis que dans les REP, le flux critique est généralement un flux annulaire. La différence de régime d’écoulement entre l’écoulement post-dessèchement et l’écoulement post-DNB est illustrée sur la figure. Dans les REP en fonctionnement normal, le débit est considéré comme monophasé. Mais de nombreuses études ont été menées sur la nature des écoulements diphasiques en cas de transitoires et d’accidents (tels que l’ accident de perte de liquide de refroidissement – LOCA ou déclenchement de RCP ), qui sont importants pour la sûreté des réacteurs et doit être prouvée et déclarée dans le rapport d’analyse de la sécurité (SAR).

Dans les réacteurs à eau sous pression, l’une des principales exigences de sécurité est qu’un écart par rapport à l’ébullition nucléée (DNB) ne se produira pas pendant le fonctionnement en régime permanent, les transitoires opérationnels normaux et les événements opérationnels prévus (AOO). L’intégrité de la gaine de combustible sera maintenue si le DNBR minimum reste supérieur à la limite DNBR 95/95 pour les REP (une probabilité de 95% à un niveau de confiance de 95%). Le critère DNB est l’un des critères d’acceptation dans les analyses de sécurité et il constitue l’une des limites de sécurité dans les spécifications techniques.

Assèchement – REB

Dans les REB, un phénomène similaire est connu sous le nom de «dessèchement» et il est directement associé aux changements du schéma d’écoulement lors de l’évaporation dans la région de haute qualité. À des combinaisons données de débit à travers un canal, de pression, de qualité d’écoulement et de taux de chaleur linéaire, le film liquide de la paroi peut s’épuiser et la paroi peut être séchée . Normalement, la surface du carburant est efficacement refroidie par ébullition du liquide de refroidissement. Cependant, lorsque le flux de chaleur dépasse une valeur critique (CHF – flux de chaleur critique), le schéma d’écoulement peut atteindre les conditions de séchage (une mince couche de liquide disparaît). Le transfert de chaleur de la surface du carburant vers le liquide de refroidissement est détérioré, avec pour résultat une augmentation drastique de la température de surface du carburant . Dans la région de haute qualité, la crise se produit à un flux de chaleur plus faible. Étant donné que la vitesse d’écoulement dans le noyau de vapeur est élevée, le transfert de chaleur après CHF est bien meilleur que pour un flux critique de faible qualité (c’est-à-dire que pour les REP, les augmentations de température sont plus élevées et plus rapides).