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http://repository.enp.edu.dz/jspui/handle/123456789/10591
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Élément Dublin Core | Valeur | Langue |
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dc.contributor.author | Akhal, Nadjma | - |
dc.contributor.other | Sidi Ali, Kamel, Directeur de thèse; | - |
dc.contributor.other | Benmamar, Saâdia, Directeur de thèse | - |
dc.date.accessioned | 2022-09-19T10:36:46Z | - |
dc.date.available | 2022-09-19T10:36:46Z | - |
dc.date.issued | 2022 | - |
dc.identifier.other | EP00484 | - |
dc.identifier.uri | http://repository.enp.edu.dz/jspui/handle/123456789/10591 | - |
dc.description | Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2022 | fr_FR |
dc.description.abstract | Afin d’assurer la sûreté des réacteurs nucléaires, le cœur d’un réacteur nucléaire doit toujours être refroidit qu’il soit à l’état de fonctionnement normal, accidentel et même à l’arrêt. Cela nécessite un suivie de la température dans le cœur du réacteur nucléaire, pour ce faire on a recours aux outils de CFD. Le canal du cœur du réacteur nucléaire a été étudié en tridimensionnel et les températures de la gaine et fluide de refroidissement ont été calculées dans le différents mode de fonctionnement du réacteur nucléaire. Les simulations transitoires produisent un accident de type LOFA (Loss of flow accident) pour différent diminutions de débit dans le but de connaitre à quelle moment la température du fluide de refroidissement atteint la limite correspondant à l’ONB (Onset of nucleat boiling). De plus, deux scénarios d’accident de type FLOFA (Fast loss of flow accident) et SLOFA (Slow loss of flow accident) ont été étudié afin d’évaluer l’évolution de la chaleur résiduelle. Cette dernière à été refroidit avec un débit de 20%. Le phénomène d’ONB à été vérifié dans tout les cas d’étude. | fr_FR |
dc.language.iso | fr | fr_FR |
dc.subject | Réacteur nucléaire | fr_FR |
dc.subject | Thermohydraulique | fr_FR |
dc.subject | Combustible plaque | fr_FR |
dc.subject | LOFA | fr_FR |
dc.subject | FLOFA | fr_FR |
dc.subject | SLOFA | fr_FR |
dc.subject | CFD | fr_FR |
dc.subject | Chaleur résiduelle | fr_FR |
dc.title | Refroidissement de la chaleur résiduelle dans le cœur d’un réacteur nucléaire lors d’un transitoire thermohydraulique | fr_FR |
dc.type | Thesis | fr_FR |
Collection(s) : | Département Hydraulique |
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Fichier | Description | Taille | Format | |
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