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Méthodes de calcul neutronique des cœurs

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Thermohydraulique des réacteurs à eau sous pression

Auteur(s) : Christophe HERER

Date de publication : 10 mars 2018

Relu et validé le 26 avr. 2021

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Réacteurs à eau sous pression - Fonctionnement normal et accidentel

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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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ABSTRACT

Thermal Hydraulics for Pressurized Water Reactors

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 : Ingénieur chargé d’expertises - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, Fontenay-aux-Roses, France - Avec la participation de Tony Glantz (IRSN) pour la rédaction des sous-sections 3.4 et 5.2.

INTRODUCTION

La thermohydraulique est l’étude du transfert de la chaleur couplé à l’hydraulique des écoulements, avec la prise en compte d’une masse volumique variable résultant par exemple de l’échauffement ou du refroidissement du fluide. Cependant, l’aspect le plus complexe demeure le changement de phase et le traitement d’écoulements diphasiques eau-vapeur. Dans un réacteur à eau pressurisée, l’eau du circuit primaire a un double rôle de caloporteur et de modérateur. Outre les enjeux de la maîtrise des transferts d’énergie et donc des températures dans les systèmes et composants d’un réacteur à eau sous pression, sa température ou la quantité de vapeur présente a un impact primordial sur la réactivité et donc la neutronique du cœur.

La thermohydraulique s’intéresse 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.

Les méthodes et modèles présentés dans cet article constituent les principes de base pour permettre de mieux appréhender les problèmes liés à la mécanique des fluides avec échange de chaleur ou en écoulement à deux phases (liquide et vapeur). On adoptera une approche empirique, les modèles théoriques et équations sont du domaine des ouvrages spécialisés. Ces modèles empiriques sont principalement issus de l’hydraulique en charge et de la thermique dans les conduites de section circulaire. Cet exposé n’a pas vocation à couvrir l’ensemble des connaissances, notamment les phénomènes liés à l’analyse des accidents graves ne sont pas abordés. On trouvera dans cet article une introduction aux phénomènes physiques, à leur interprétation et à leur modélisation.

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MOTS-CLÉS

sûreté | écoulement diphasique | thermohydraulique | taux de vide

KEYWORDS

safety | two-phase flows | thermal hydraulics | void fraction

VERSIONS

Il existe des versions antérieures de cet article :

Version archivée 1 de avr. 2000 par Christophe HERER, Daniel GALLORI

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BIBLIOGRAPHIE

(1) - COPPOLANI (P.) et al - La chaudière des réacteurs à eau sous pression. - EDP Sciences (2004).
(2) - WAGNER (W.), KRETZSCHMAR (H.-J.) - International Steam Tables – Properties of Water and Steam based on the Industrial Formulation -IAPWS-IF97. - Springer-Verlag (2008).
(3) - TODREAS (N.), KAZIMI (M.) - Nuclear Systems : Thermal Hydraulic Fundamentals, Second Edition, Volume 1. - CRC Press (2011).
(4) - DELHAYE (J.-M.) - Thermohydraulique des réacteurs. - EDP Sciences (2013).
(5) - COLLIER (J.G.), THOME (J.R.) - Convective Boiling and Condensation. - Clarendon Press (1996).
(6) - THOME (J.R.) et al - Encyclopedia of Two-Phase Heat Transfer and Flow. - World Scientific...

DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES

1 Sites Internet

Cours en accès libre du MIT (2007)

http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-313j-thermal-hydraulics-in-power-technology-spring-2007/

Buongiorno, Jacopo. 22.313J Thermal Hydraulics in Power Technology. Spring 2007. Massachusetts Institute of Technology : MIT OpenCourseWare http://ocw.mit.edu.

Cours en accès libre de l’AIEA (2008).

Fundamentals and Basic Professional Training Courses : Thermal Hydraulics, Heat Transfer

http://nucleus.iaea.org/Pages/thermal-hydraulics-heat-transfer.aspx

HAUT DE PAGE

2 Événements

Conférence NURETH (NUclear REactor THermalhydraulics) tous les deux ans.

HAUT DE PAGE

3 Réglementation

Loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la Transparence et à la sécurité en matière Nucléaire (TSN).

Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base (INB).

Loi n° 2015-992 du 17 août 2015 relative à la transition énergétique pour la croissance...

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Sommaire
Sommaire détaillé

INTRODUCTION

1 - NOTIONS ÉLÉMENTAIRES

1.1 - Diamètre hydraulique
1.2 - Valeurs moyennes et maximales des paramètres

2 - CARACTÉRISATION DE L’ÉTAT DU FLUIDE

2.1 - État énergétique
2.2 - Grandeurs diphasiques
2.3 - Régimes d’écoulements

3 - MODÉLISATIONS

3.1 - Démarche proposée et hypothèses associées
3.2 - Modèle homogène à l’équilibre (HEM)
3.3 - Modèle à dérive de flux
3.4 - Modèles à deux fluides
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4 - CORRÉLATIONS SPÉCIFIQUES

4.1 - Grandeurs thermohydrauliques et incertitudes
4.2 - Évaluation du taux de vide
4.3 - Évaluation des pertes de charge
4.4 - Évaluation du débit critique
4.5 - Transfert thermique
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5 - SÛRETÉ DES REP

5.1 - Crise d’ébullition
5.2 - Accident de perte de réfrigérant du circuit primaire (APRP)
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6 - CONCLUSION

7 - GLOSSAIRE

8 - SIGLES, NOTATIONS ET SYMBOLES

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