Bibliographie & annexes
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RÉSUMÉ
La chaleur produite dans le cœur d’un réacteur nucléaire est transférée au fluide du circuit primaire. Dans les générateurs de vapeur, le circuit primaire échange cette chaleur en vaporisant l'eau du circuit secondaire. Il est nécessaire d’évacuer une certaine quantité d’énergie à l’extérieur. Ces exemples relèvent tous de phénomènes analysés par la thermohydraulique, à savoir l’hydraulique avec transfert de chaleur et possible changement de phase (condensation ou ébullition). Cet article traite des domaines d’application de la thermohydraulique. Les notions nécessaires pour le dimensionnement et pour les analyses de sûreté des réacteurs à eau sous pression sont explicitées.
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Heat generated in the core of a nuclear power plant is transferred to a fluid in a primary cooling circuit. This heat serves to vaporize water in the secondary circuit to generate steam. The second law of thermodynamics tells us that some heat has to be dumped. These examples are typical of thermal hydraulics applications, i.e. hydraulics with heat transfer and possible phase change (boiling and condensation). This article presents some fundamentals of thermal hydraulics. Basics for design and safety analyses of pressurized water reactors are presented.
Auteur(s)
-
Christophe HERER : Diplômé de l’Institut National Polytechnique de Toulouse - Ingénieur expert au département développement de la Division études-procédés de Framatome (Paris)
-
Daniel GALLORI : Diplômé de l’Université de Pise (Italie) - Ingénieur au département développement de la Division études-procédés de Framatome
INTRODUCTION
Dans le réacteur à eau sous pression (REP), l’énergie de fission se dégrade en chaleur transférée au fluide (l’eau) du circuit primaire. Dans les générateurs de vapeur, le circuit primaire échange cette chaleur en vaporisant l’eau du circuit secondaire, le travail de la vapeur entraînant ensuite la turbine. La thermohydraulique est l’étude du transfert de la chaleur couplée à l’hydraulique des écoulements. Par exemple, dans le cœur des réacteurs à eau sous pression où les éléments combustibles transfèrent la chaleur au fluide. La thermohydraulique s’intéresse donc à l’état du fluide, à son mode de circulation et aux échanges thermiques dans le réacteur, dans les situations normales d’exploitation, d’incidents et d’accidents y compris les plus graves afin que les critères de sûreté se trouvent respectés en toutes circonstances (cf. articles de la rubrique « Sûreté et protection » du traité).
Après une brève présentation des domaines d’application de la thermohydraulique, la deuxième partie de cet exposé décrit l’ensemble des étapes nécessaires pour parvenir à la connaissance du taux de présence des phases. Les conséquences sur l’écoulement de la coexistence de deux phases dans un écoulement de fluide sont exposées dans une troisième partie. En fonction de l’état du fluide et de sa vitesse, les caractéristiques des échanges thermiques sont précisées dans la quatrième partie. Enfin les aspects relatifs à la sûreté des réacteurs apparaissent dans la dernière partie.
L'expertise technique et scientifique de référence
KEYWORDS
safety | two-phase flows | thermal hydraulics | void fraction
VERSIONS
- Version courante de mars 2018 par Christophe HERER
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Sûreté des REP4. Transfert thermique
4.1 Transfert thermique dans le combustible
Le lecteur trouvera en référence [37] un grand nombre d’informations sur le combustible nucléaire. Le combustible des REP est constitué de pastilles d’oxyde d’uranium (UO2) et, éventuellement de quelques pour-cent d’oxyde de plutonium (PuO2). Ces pastilles, de forme cylindrique à section circulaire, sont placées dans des gaines en Zircaloy de diamètre intérieur légèrement supérieur au diamètre extérieur des pastilles. À la fabrication, la gaine est remplie d’hélium qui vient occuper l’espace compris entre pastilles et gaine. Au cours de l’irradiation, des produits de fission gazeux migrent dans cet espace. L’ensemble de l’empilement des pastilles constitue le crayon, d’une hauteur de 3,66 ou 4,27 m selon le type de réacteur. Les crayons sont disposés au pas carré de 17 [3] par 17 crayons pour constituer l’assemblage de combustible, avec les tubes guide de grappes de commande et d’instrumentation (cf. article Technologie et fabrication du combustible à base d’uranium Technologie et fabrication du combustible à base d’Uranium).
4 : pour les assemblages les plus répandus en France, mais on trouve du 14 x 14, 15 x 15, 16 x 16, ou encore du 18 x 18. Dans ce cas, le diamètre externe de la gaine peut être modifié ainsi que l’espace constant (pas) entre les centres des crayons.
Dans les REP de conception soviétique dits VVER, les crayons sont disposés au pas triangulaire.
On peut également trouver des pastilles creuses, ce qui réserve un volume d’expansion pour les produits de fission et permet de diminuer la température maximale de la pastille.
Dans le crayon combustible, le principal mode de transmission de la chaleur est la conduction, au sein de la pastille, dans le jeu pastille/gaine et dans la gaine. Les autres modes de transmission ne sont pas considérés ici (cf. article [B 3 060] Thermomécanique du combustible...
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Transfert thermique
BIBLIOGRAPHIE
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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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