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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Christophe HERER : Diplômé de l’Institut National Polytechnique de Toulouse - Ingénieur expert au département développement de la Division études-procédés de Framatome (Paris)
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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.
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- Version courante de mars 2018 par Christophe HERER
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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.
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(2) - GARDLAND (W.J.), al - Extensions to the Approximation Functions for the fast Calculation of Saturated water properties - . Nucl. Eng. Des. 136, 381 (1992).
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(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).
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(4) - THOM (J.R.S.) - Prediction of pressure Drop during forced convection boiling of water - . Int. J. Heat Mass Transfer 7, 709-724 (1964).
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(5) - WINTERTON (R.H.S.) - Thermal design of Nuclear reactors - . Pergamon Press (1981).
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(6) - MARTINELLI (R.C.), NELSON (D.B.) - Prediction of pressure Drop...
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