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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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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]...
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GÉNIE NUCLÉAIRE
(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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