Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
Auteur(s)
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Patrick BLANPAIN : Doctorat Chimie-Physique - Expert International AREVA NP, Combustible, France
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Christophe GARNIER : Docteur Ingénieur en mécanique - Expert AREVA NP, Combustible, France
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Pierre IMBERT : Doctorat Mécanique des fluides - Expert AREVA NP, Chef du département Thermohydraulique Combustible, France
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Hubert SALAUN : Ingénieur en mécanique - Expert AREVA NP, Mécanique de l'assemblage, Combustible, France
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Lire l’articleINTRODUCTION
Par thermomécanique du combustible, on désigne les études des effets mécaniques et thermiques et, plus généralement, les études du comportement de l'assemblage et du crayon de combustible sous les diverses sollicitations qu'ils subissent en réacteur où interviennent des charges thermiques et mécaniques, et aussi des sollicitations hydrauliques et chimiques et les phénomènes induits par l'irradiation des matériaux.
Nous décrirons dans ce chapitre les études liées au comportement de l'assemblage de combustible, d'abord en régime normal de fonctionnement, puis dans les conditions incidentelles et accidentelles. Nous ne pouvons donner ici les descriptions précises et numériques de tous les modèles utilisés pour réaliser ces études. Nous décrirons néanmoins les principes de la méthodologie et des principaux modèles employés.
Pour la description de l'assemblage de combustible REP et les conditions générales de fonctionnement, le lecteur se référera aux articles sur le REP du présent traité.
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Conditions incidentelles et accidentelles
En anglais
1. Conditions normales de fonctionnement
En fonctionnement normal, l'assemblage combustible est soumis à différentes sollicitations. Nous passerons en revue les principales et décrirons l'approche analytique de l'étude des effets qu'elles engendrent, ainsi que les solutions technologiques apportées aux problèmes posés. Nous distinguerons les sollicitations hydrauliques, thermiques et mécaniques exercées sur la structure de l'assemblage et sur le crayon de combustible.
À ces sollicitations, il faut superposer l'effet particulier de l'irradiation, qui se traduit par des échauffements, des modifications des caractéristiques physico-chimiques des matériaux, des modifications dimensionnelles de certains composants, des modifications des lois de comportement des matériaux. Ces effets de l'irradiation sont pris en compte dans les études de comportement de l'assemblage au cours de sa vie en réacteur ; il convient donc soit de réaliser des études évolutives, soit de déterminer les conditions les plus pénalisantes pour chaque cas d'étude (cas général pour les études de structure). La connaissance de ces effets de l'irradiation résulte d'importants programmes expérimentaux en réacteurs d'essai et du retour d'expérience en réacteurs de puissance qui permettent de constituer les bases de données fondamentales et les modèles nécessaires à la conception de l'assemblage.
1.1 Sollicitations hydrauliques. Analyse vibratoire et maintien de l'assemblage
L'écoulement du fluide primaire dans le cœur est caractérisé par une forte vitesse axiale et une grande turbulence (vitesse moyenne ascendante d'environ 5 m · s–1). La faible composante transversale est due :
-
aux redistributions des débits (éclatement des jets à l'entrée des assemblages) ;
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aux redistributions dues aux hétérogénéités thermohydrauliques dans la partie chauffante de l'assemblage ;
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aux hétérogénéités de débit à l'entrée et à la sortie du cœur et aux jets transversaux créés à l'interface avec les équipements internes du réacteur.
Sous ces sollicitations, le faisceau de crayons est mis en vibration. Les vibrations induites par les écoulements axiaux et transversaux sont analysées séparément puis combinées algébriquement. Ces types de vibrations ont été étudiés sur des faisceaux simples ...
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Conditions normales de fonctionnement
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - CURCA-TIVIG (F.) - Advanced codes and methods supporting AREVA Fuel Solutions. - Water Reactor Fuel Performance Meeting, TopFuel 2009, Paris, 6-10 sept. 2009.
-
(2) - Fission gas behaviour in water reactor fuels. - OECD-NEA Seminar Proceedings, Cadarache, France, 26-29 sept. 2000.
-
(3) - TONG (L.S.), WEISMAN (J.) - Thermal analysis of pressurized water reactors. - An. Nucl. Soc., 2nd ed. (1979).
-
(4) - Les combustibles nucléaires. - Une monographie de la Direction de l'Énergie Nucléaire, CEA Saclay et Groupe Moniteur, Paris (2008).
-
(5) - ROBERTS (J.T.A.) - Structural materials in nuclear power systems. - Plenum Press (1981).
-
(6) - LEROUX (J.C.), GRATTIER (B.) - Analysis of the loading of PWR reactor control rod elements in operating conditions. - Présentation au 7e SMIRT (Structural mechanics in reactor...
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