Refroidissement de la chaleur résiduelle dans le cœur d’un réacteur nucléaire lors d’un transitoire thermohydraulique

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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


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