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Physique des réacteurs - Traitement des données nucléaires| Réf : BN3050 v1
Auteur(s) : Christophe HERER, Daniel GALLORI
Date de publication : 10 avr. 2000
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Réacteurs à eau ordinaire bouillanteCet article fait partie de l’offre
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Les méthodes et modèles présentés permettent de traiter les problèmes dans lesquels intervient la mécanique des fluides avec échange de chaleur en écoulement à deux phases (liquide et vapeur). La spécificité du REP réside dans les géométries complexes rencontrées où l’eau s’écoule dans un milieu confiné mais ouvert, les échanges transverses étant importants. Une application particulièrement importante réside dans le refroidissement du crayon contenant le combustible nucléaire.
Dans le cœur d’un REP, la vitesse du fluide est à direction privilégiée le long des assemblages de combustible. Le combustible est constitué de barreaux cylindriques à section circulaire (principalement de 9,5 mm de diamètre). Il est nécessaire, pour les codes de calcul de thermohydraulique du cœur actuels, de définir une surface minimale caractéristique qui soit suffisamment petite pour représenter la physique, mais compatible avec les capacités de calcul et de mémoire des ordinateurs. Une telle surface (illustrée en figure 1 dans le cas d’assemblages de combustible à pas carré) est dénommée « sous-canal » et représente la surface comprise entre 4 crayons (sous-canal dit « typique ») ou 3 crayons et le tube-guide (sous-canal dit « tube-guide »). On définit alors un diamètre hydraulique Dh équivalent afin d’utiliser les résultats établis en conduite circulaire :
La section de passage A et le périmètre mouillé
dépendent du type de sous-canal considéré :
pour un sous-canal « typique » :
pour un sous-canal « tube-guide » :
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(1) - MEYER (C.A.), al - Steam Tables. Thermodynamic and Transport Properties of Steam - ASME Press 6th Ed. (1993). Cette référence contient les programmes Fortran des tables en unités anglaises sur disquette.
(2) - GARDLAND (W.J.), al - Extensions to the Approximation Functions for the fast Calculation of Saturated water properties - . Nucl. Eng. Des. 136, 381 (1992).
(3) - BERGLES (A.E.), COLLIER (J.G.), DELHAYE (J.M.), HEWITT (G.F.), MAYINGER (F.) - Two-Phase flow and heat transfer in the power and process industries - . McGraw Hill (1981).
(4) - THOM (J.R.S.) - Prediction of pressure Drop during forced convection boiling of water - . Int. J. Heat Mass Transfer 7, 709-724 (1964).
(5) - WINTERTON (R.H.S.) - Thermal design of Nuclear reactors - . Pergamon Press (1981).
(6) - MARTINELLI (R.C.), NELSON (D.B.) - Prediction of pressure Drop...
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