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Résumé du colloque
La prédiction des pertes de pression et du taux de vide dans le caloporteur circulant dans les réacteurs nucléaires refroidis à l'eau est une part importante dans l'évaluation de leur performance et dans l'analyse de leur sûreté. Cette recherche a pour objectif principal d'étudier les pertes de pression par friction sous l'effet du flux de chaleur. Pour fin d'analyse et de comparaison, des données expérimentales de pression, de taux de vide et de température de surface chauffante ont été recueillies lors de l'ébullition en paroi externe d'un tube de géométrie cylindrique, au laboratoire de thermohydraulique de l'Institut de génie énergétique de l'École Polytechnique de Montréal. De plus, des mesures des conditions expérimentales ont été effectuées, soit la pression et les températures d'entrée et de sortie de la section d'essai ainsi que le taux de vide à l'intérieur du conduit. Ces données ont permis aussi de simplifier un écoulement de caloporteur circulant dans un des sous-canaux d'une grappe de combustible d'un réacteur nucléaire. Dans la modélisation des écoulements diphasiques avec changement de phase, la perte de pression statique est normalement séparée en trois composantes, soit la gravitation, l'accélération et la friction. La première est rarement calculée si l'on connaît le taux de vide et elle est parfois négligeable. Par contre, les deux autres composantes sont souvent difficiles à séparer puisqu'elles ne peuvent être isolées qu'en utilisant des données analytiques établies obtenues dans des conditions de confinement identique, i.e. sans addition de chaleur. Dans cette présentation, une méthode est proposée pour le calcul empirique de la friction et analyser l'effet du flux de chaleur sur celle-ci. Les résultats montrent que la friction augmente proportionnellement avec le flux de chaleur dans les écoulements par bulles et par bouchons. Par contre, la tendance s'inverse dans les écoulements annulaires.
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