Experimental study of transient boiling

The clad to coolant heat transfer is a key issue in the safety evaluation of the clad failure risk during a reactivity initiated accident (RIA). It has been demonstrated that under very fast transient conditions such as those of RIA, the steady state correlations are not valid. Dedicated experiments simulating RIA conditions are required to determine the transient transfers and deeper understanding of the transient boiling phenomena is desirable. This paper presents an experimental study of the onset and development of boiling of a refrigerant flowing over a half-cylindrical wall whose heating rate is mastered. Thanks to the design of the facility, synchronized wall temperature measurement and flow visualization allow to characterize and analyse the heat transfer for the different boiling regimes. From the main results of the first tests campaigns, the impact of the wall heating rate on the boiling curve is discussed. We then draw some perspectives for further campaigns and analysis

Transient flow boiling in a semi-annular duct: From the Onset of Nucleate Boiling to the Fully Developed Nucleate Boiling

This paper presents an investigation of the transient Onset of Nucleate Boiling (ONB) on a vertical heated surface cooled by an upward flow. The duct geometry used (semi-annulus with a heated inner wall) make this study very similar to a fuel rod in a Pressurised Water Reactor (PWR). This test section is then heated with different power steps to show the ONB and observe its propagation along the wall. The fluid used is the refrigerant HFE7000 flowing with flow rates corresponding to Reynolds numbers from 0 to 60,000 and subcoolings Jakob numbers from 8 to 33. Synchronised infra-red (IR) thermal measurements and high-speed camera visualizations provided new data which helped to develop models to characterise the Onset of Nucleate Boiling and the transition to the Fully Developed Nucleate Boiling regime (FDNB). This very finely characterized local behaviour provides an original insight for the onset of nucleate boiling in such sub-cooled convective configuration. It is shown that boiling is initiated by nucleation at a few specific sites and then propagates in the wake of a large vapor pocket flowing along the wall. Analysis of wall to fluid heat transfer evidences a short heat transfer degradation phase below the first vapor pocket, followed by a very effective cooling in its wake. The wall to fluid heat transfer during this transition toward fully developed nucleate boiling appears uncorrelated to the power dissipated within the heating element or to flow conditions

Eulerian Simulation of Interacting PWR Sprays Including Droplet Collisions

A numerical simulation of the interaction between two real pressurized water reactor containment sprays is performed with a new model implemented into the Eulerian computational fluid dynamics (CFD) code NEPTUNE_CFD. The water droplet polydispersion in size has been treated with a sectional approach. The influence of collisions between droplets is taken into account with a statistical approach based on the various outcomes of binary collision. Experiments were performed in a new facility, and data obtained are compared with this two-fluid simulation. The results show good agreement

Turbulent flow and transient convection in a semi-annular duct

Turbulent flow and heat transfer in an annular geometry have been previously studied experimentally or numerically. Velocity and temperature profiles have been measured and correlations for the wall shear stress and heat transfer have been derived. However there exists no study in turbulent flow for a semiannular geometry. This work aims to study steady and transient convection in a semi-annular test section for a wide range of Reynolds numbers from 10,000 to 60,000, the inner cylinder being heated by Joule effect. The velocity profile in the symmetry plane is measured by Particle Image Velocimetry and the temperature of the inner heated cylinder is measured by infrared thermography. The experimental results are complemented by numerical simulations which give also access to the velocity and temperature profiles in the whole test section. These results are compared to those obtained in an annular geometry for the same inner and outer cylinders radii and an equivalent flow rate. The velocity and temperature profiles and the wall shear stress are the same as in an annular section in an angular sector of p/2 around the symmetry plane. Both velocity and temperature profiles follow a logarithmic law. In steady convection, the local heat transfer has been characterized in several azimuthal positions. The local Nusselt number can be expressed versus a Reynolds number based on the local friction velocity. Characteristic thermal boundary layer thicknesses are also defined. Finally, transient convection tests are performed with a square power generation. The wall heat transfer and the evolution of the liquid temperature near the wall have the same self-similar evolution, with a characteristic time scale, which only depends on the flow Reynolds number

Simple scoring system to predict in-hospital mortality after surgery for infective endocarditis

BACKGROUND: Aspecific scoring systems are used to predict the risk of death postsurgery in patients with infective endocarditis (IE). The purpose of the present study was both to analyze the risk factors for in-hospital death, which complicates surgery for IE, and to create a mortality risk score based on the results of this analysis. METHODS AND RESULTS: Outcomes of 361 consecutive patients (mean age, 59.1\ub115.4 years) who had undergone surgery for IE in 8 European centers of cardiac surgery were recorded prospectively, and a risk factor analysis (multivariable logistic regression) for in-hospital death was performed. The discriminatory power of a new predictive scoring system was assessed with the receiver operating characteristic curve analysis. Score validation procedures were carried out. Fifty-six (15.5%) patients died postsurgery. BMI >27 kg/m2 (odds ratio [OR], 1.79; P=0.049), estimated glomerular filtration rate 55 mm Hg (OR, 1.78; P=0.032), and critical state (OR, 2.37; P=0.017) were independent predictors of in-hospital death. A scoring system was devised to predict in-hospital death postsurgery for IE (area under the receiver operating characteristic curve, 0.780; 95% CI, 0.734-0.822). The score performed better than 5 of 6 scoring systems for in-hospital death after cardiac surgery that were considered. CONCLUSIONS: A simple scoring system based on risk factors for in-hospital death was specifically created to predict mortality risk postsurgery in patients with IE

Écoulements, transferts de masse et de chaleur: Travaux de recherche motivés par l'étude de la sûreté nucléaire

Les écoulements et les transferts de masse et de chaleur en leur sein sont des sujets d’intérêt pour de nombreuses situations accidentelles des études de sûreté des réacteurs nucléaires de puissance à eau légère. Que le scénario considère une perte de l’efficacité du système de refroidissement ou un excès de puissance, il est nécessaire d’estimer le risque d’endommagement du combustible nucléaire par un échauffement excessif. Ceci repose souvent sur une évaluation de l’efficacité thermique des processus d’ébullition convective. Les spécificités de ces scénarios impliquent des configurations variées et des conditions souvent éloignées de situations usuelles. Les années de recherche consacrées à ces phénomènes m’ont amené à aborder différentes facettes de leur phénoménologie : dynamique des particules, physique des interfaces, nucléation, caléfaction, vaporisation rapide. Ces travaux couvrent à la fois des contributions à l’élaboration et à la validation de modélisations au sein d’outils de calcul scientifique et des études expérimentales visant à simuler et caractériser les configurations d’intérêt. Ils ont été réalisés en collaboration avec de nombreux collègues de différentes institutions (PROMES, IMFT, LEMTA, CETHIL, UCL, IUSTI, d’Alembert, HZDR, OCDE-AEN, EDF, CEA). L’acquisition de ces connaissances permet tout autant l’interprétation de programmes de recherche menés par l’IRSN, l’amélioration des outils d’évaluation des situations accidentelles développés à l’IRSN, que la contribution à l’analyse dela pertinence des démonstrations de sûreté. Le mémoire et la soutenance de cette HDR synthétisent les démarches et résultats obtenus dans ces domaines tout en proposant des perspectives pour de futurs travau

Recently revisited TH issues and associated R&D A French perspective

International audienceThis paper presents an overview of some recent evolutions in the field of thermal-hydraulics (TH) within nuclear safety studies in France, therefore restricted to Pressurized Water Reactors (PWR) design, from the perspective of the French Technical Support Organization IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire). These evolutions can concern either the hypothetical accident scenario (recently raised questions, modified rulemaking, new methodology) or the development of recent sources of knowledge (experimental programs, advanced numerical simulation tools)

Modèle de champ de phase pour l'étude de l'ébullition

This study concerns both the modelling and the numerical simulation of boiling flows. First we propose a review concerning nucleate boiling at high wall heat flux and focus more particularly on the current understanding of the boiling crisis. From this analysis we deduce a motivation for the numerical simulation of bubble growth dynamics. The main and remaining part of this study is then devoted to the development and analyze of a phase field model for the liquid-vapour flows with phase change. We propose a thermodynamic quasi-compressible formulation whose properties match the one required fot the numerical study envizaged. The system of governing equations is a thermodynamically consistent regularization of the sharp interface model that is the advantage of the diffuse interface models. We show that the thickness of the interface transition layer can be defined independently from the thermodynamic description of the bulk phases, a property that is numerically attractive. We derive the kinetic relation that allows to analyze the consequences of the phase field formulation on the model of the dissipative mechanisms. Finally we study the numerical resolution of the model with the help of simulations of phase transition in simple configurations as well as of isothermal bubble dynamics.Dans cette étude nous considérons l'ébullition en paroi sous les angles de la modélisation et de la simulation numérique. Dans un premier temps nous proposons une revue bibliographique au sujet du régime d'ébullition nucléée à fort ux de chaleur pariétal et analysons plus particulièrement la compréhension du phénomène de crise d'ébullition de type caléfaction. Nous en déduisons une motivation pour l'étude de la dynamique de croissance de bulle au moyen de la simulation numérique. L'essentiel du travail concerne alors le développement d'un modèle de type champ de phase pour l'étude des écoulements liquide-vapeur avec changement de phase. Nous proposons une fermeture thermodynamique quasi-compressible dont les propriétés sont adaptées aux simulations envisagées. Le système d'équations du mouvement qui s'en déduit constitue une régularisation thermodynamiquement cohérente de la description discontinue du système diphasique, ce qui est l'avantage des modèles à interfaces diffuses. Nous démontrons que la formulation retenue permet de définir l'épaisseur de la zone régularisée indépendamment de la description thermodynamique des phases, ce qui est intéressant numériquement. Nous établissons la relation cinétique et analysons ainsi la modélisation champ de phase des mécanismes dissipatifs. Finalement nous étudions la résolution numérique du modèle à l'aide de simulations de transition de phase en configuration simple et de dynamique de bulle en isotherme

Écoulements, transferts de masse et de chaleur: Travaux de recherche motivés par l'étude de la sûreté nucléaire

Les écoulements et les transferts de masse et de chaleur en leur sein sont des sujets d’intérêt pour de nombreuses situations accidentelles des études de sûreté des réacteurs nucléaires de puissance à eau légère. Que le scénario considère une perte de l’efficacité du système de refroidissement ou un excès de puissance, il est nécessaire d’estimer le risque d’endommagement du combustible nucléaire par un échauffement excessif. Ceci repose souvent sur une évaluation de l’efficacité thermique des processus d’ébullition convective. Les spécificités de ces scénarios impliquent des configurations variées et des conditions souvent éloignées de situations usuelles. Les années de recherche consacrées à ces phénomènes m’ont amené à aborder différentes facettes de leur phénoménologie : dynamique des particules, physique des interfaces, nucléation, caléfaction, vaporisation rapide. Ces travaux couvrent à la fois des contributions à l’élaboration et à la validation de modélisations au sein d’outils de calcul scientifique et des études expérimentales visant à simuler et caractériser les configurations d’intérêt. Ils ont été réalisés en collaboration avec de nombreux collègues de différentes institutions (PROMES, IMFT, LEMTA, CETHIL, UCL, IUSTI, d’Alembert, HZDR, OCDE-AEN, EDF, CEA). L’acquisition de ces connaissances permet tout autant l’interprétation de programmes de recherche menés par l’IRSN, l’amélioration des outils d’évaluation des situations accidentelles développés à l’IRSN, que la contribution à l’analyse dela pertinence des démonstrations de sûreté. Le mémoire et la soutenance de cette HDR synthétisent les démarches et résultats obtenus dans ces domaines tout en proposant des perspectives pour de futurs travau

Écoulements, transferts de masse et de chaleur: Travaux de recherche motivés par l'étude de la sûreté nucléaire

Les écoulements et les transferts de masse et de chaleur en leur sein sont des sujets d’intérêt pour de nombreuses situations accidentelles des études de sûreté des réacteurs nucléaires de puissance à eau légère. Que le scénario considère une perte de l’efficacité du système de refroidissement ou un excès de puissance, il est nécessaire d’estimer le risque d’endommagement du combustible nucléaire par un échauffement excessif. Ceci repose souvent sur une évaluation de l’efficacité thermique des processus d’ébullition convective. Les spécificités de ces scénarios impliquent des configurations variées et des conditions souvent éloignées de situations usuelles. Les années de recherche consacrées à ces phénomènes m’ont amené à aborder différentes facettes de leur phénoménologie : dynamique des particules, physique des interfaces, nucléation, caléfaction, vaporisation rapide. Ces travaux couvrent à la fois des contributions à l’élaboration et à la validation de modélisations au sein d’outils de calcul scientifique et des études expérimentales visant à simuler et caractériser les configurations d’intérêt. Ils ont été réalisés en collaboration avec de nombreux collègues de différentes institutions (PROMES, IMFT, LEMTA, CETHIL, UCL, IUSTI, d’Alembert, HZDR, OCDE-AEN, EDF, CEA). L’acquisition de ces connaissances permet tout autant l’interprétation de programmes de recherche menés par l’IRSN, l’amélioration des outils d’évaluation des situations accidentelles développés à l’IRSN, que la contribution à l’analyse dela pertinence des démonstrations de sûreté. Le mémoire et la soutenance de cette HDR synthétisent les démarches et résultats obtenus dans ces domaines tout en proposant des perspectives pour de futurs travau