Bibliographie & annexes
Présentation
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.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleABSTRACT
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
DOI (Digital Object Identifier)
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
Transfert thermique3. Pertes de charge
3.1 Écoulements du fluide
Considérons un écoulement permanent, incompressible, adiabatique. Dans ces conditions, le champ de vitesse est à divergence nulle. La conservation de la quantité de mouvement s’écrit :
Le tenseur des contraintes représente la force s’exerçant à l’encontre du mouvement du fluide. La composante sur x s’écrit suivant la loi de Newton :
Avec la généralisation de la loi de Newton, on obtient en coordonnées cartésiennes pour la première composante (en x) :
qui représente la somme des forces appliquées au fluide :
-
le différentiel de pression qui met en mouvement le fluide ;
-
les forces extérieures volumiques (gravité en écoulement vertical) ;
-
la résistance à l’écoulement due à la viscosité dynamique.
En écoulement bidimensionnel permanent en conduite, le développement en coordonnées cylindriques de la composante axiale (Uz) dévient :
avec
Cependant, les équations des écoulements des fluides présentent un caractère non linéaire (terme de transport...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Pertes de charge
BIBLIOGRAPHIE
-
(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...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
