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Les calculs thermohydrauliques constituent une pierre angulaire de la conception du noyau du réacteur nucléaire, qui sert de pont critique entre la physique théorique et la mise en oeuvre pratique de l'ingénierie.Ces analyses sophistiquées garantissent que les réacteurs nucléaires fonctionnent de façon sûre et efficace en évaluant de façon exhaustive les mécanismes de transfert de chaleur, la dynamique du flux de fluide et les distributions de température dans l'ensemble du noyau du réacteur et des systèmes associés.

Comprendre l'analyse thermique-hydraulique dans la conception des réacteurs nucléaires

L'hydraulique thermique nucléaire traite des performances des centrales nucléaires refroidies par eau et modérées par eau, bien que la discipline s'étende à divers types de réacteurs, y compris les systèmes refroidis par métal liquide et par gaz. L'hydraulique et la mécanique thermique traitent de la physique et de la mécanique du débit et du transfert énergétique des liquides, et de ses interactions avec les structures qui les entourent dans de grands systèmes complexes, tels que les réacteurs nucléaires.

L'importance des calculs thermohydrauliques ne peut être surestimée dans la conception et l'analyse de sûreté du réacteur. La sûreté du système de réacteur nucléaire dans toutes les conditions de cœur peut être assurée principalement par l'analyse hydraulique thermique. Ces calculs fournissent des données essentielles pour déterminer si la conception du réacteur répond aux critères de sûreté, fonctionne dans des limites de température acceptables et maintient un refroidissement adéquat dans des conditions normales et accidentelles.

Approches d'analyse thermique-hydraulique de base

L'analyse hydraulique thermique du noyau du réacteur nucléaire et de ses systèmes associés peut être effectuée en utilisant des codes de système d'analyse, de sous-canal ou de dynamique des fluides de calcul (CFD) pour estimer les différentes marges de sûreté hydraulique thermique.

Codes thermiques-hydrauliques de niveau système

Les codes thermiques-hydrauliques des systèmes ont dominé la modélisation du débit pour l'analyse des systèmes de réacteurs nucléaires. Ces codes offrent une vue macroscopique de l'ensemble du système de réacteurs, y compris la boucle primaire de refroidissement, les systèmes secondaires et les systèmes de sécurité.

Les codes thermohydrauliques du système utilisent généralement des modèles multidimensionnels unidimensionnels ou simplifiés pour représenter des géométries tridimensionnelles complexes. Cette simplification permet des temps de calcul relativement rapides tout en captant la physique essentielle des phénomènes à l'échelle du système. Les codes résolvent les équations de conservation pour la masse, l'élan et l'énergie entre les divers composants du système, en tenant compte des changements de phase, du transfert de chaleur aux structures et des interactions entre les fluides et la structure.

Méthodes d'analyse des sous-canaux

L'analyse hydraulique thermique du noyau du réacteur nucléaire est principalement effectuée à l'aide des codes d'analyse des sous-canaux pour estimer les différentes marges de sûreté hydraulique thermique. L'approche par sous-canaux représente un terrain intermédiaire entre l'analyse au niveau du système et les simulations CFD détaillées, offrant un équilibre optimal entre l'efficacité de calcul et la résolution spatiale pour l'analyse du noyau du réacteur.

Dans l'approche par sous-canal, le réseau de tiges est considéré comme subdivisé en un certain nombre de sous-canaux parallèles en interaction entre les tiges. Les équations de masse, de moment et d'énergie sont résolues dans des volumes de contrôle qui sont reliés à la fois dans le sens radial et axial, avec des distributions de flux dans la géométrie du faisceau de tiges estimées en considérant l'équilibre latéral de l'élan et les modèles de mélange intercanaux pour tenir compte du flux croisé entre les sous-canaux adjacents.

SubChanFlow résout un système d'équations de mélange (masse, élan, enthalpie) pour un flux stationnaire et transitoire simple et deux phases vers le haut dans des faisceaux ou des carottes de tige, avec la conservation de l'élan, y compris l'écoulement latéral entre les sous-canaux voisins de manière simplifiée.Cette méthodologie s'est avérée très efficace pour analyser les assemblages de combustible et les carottes de réacteur, fournissant des informations détaillées sur les conditions thermiques-hydrauliques locales tout en maintenant des exigences de calcul raisonnables.

Les estimations précises des conditions locales des sous-canaux sont nécessaires pour prédire la température du carburant, le rapport de flux thermique critique (CHFR) et le rapport de puissance critique (RCP). Ces paramètres sont des paramètres de sécurité fondamentaux qui déterminent les limites de fonctionnement et assurent l'intégrité du carburant dans diverses conditions.

Approches de la dynamique des fluides informatiques (DFC)

Les méthodes de dynamique des fluides informatiques monophasés (CFD) ont une longue histoire, en commençant par des codes spéciaux principalement développés dans les laboratoires gouvernementaux, et en se développant rapidement après une acceptation généralisée des codes CFD commerciaux et open source. CFD fournit le plus haut niveau de résolution spatiale et temporelle, en résolvant les équations fondamentales Navier-Stokes sur les mailles de calcul fines pour capturer les phénomènes de flux détaillés.

Compte tenu de la complexité de la géométrie du faisceau de tiges, de différentes échelles turbulentes et de leurs limites de ressources informatiques, l'analyse à l'échelle complète de la dynamique des fluides informatiques (CFD) du cœur du réacteur nucléaire est une tâche lourde et longue. Malgré ces défis, l'analyse de CFD est devenue de plus en plus importante pour comprendre les phénomènes locaux qui ne peuvent pas être correctement saisis par des modèles simplifiés, tels que les schémas complexes de débit autour des grilles d'espaceurs, le mélange des effets de vane et la dynamique détaillée des bulles dans le flux biphasé.

Des outils numériques modernes et compétents sont nécessaires pour la conception technique, l'analyse des performances et l'évaluation de la sûreté dans les réacteurs nucléaires refroidis par HLM de la génération IV, avec des codes CFD et sous-canaux permettant une étude thermique-hydraulique approfondie des réacteurs nucléaires de type piscine.

Phénomènes thermaux-hydrauliques clés dans les noyaux de réacteurs

Mécanismes de transfert de chaleur

Le transfert de chaleur dans les noyaux de réacteurs nucléaires implique plusieurs mécanismes fonctionnant simultanément. La conduction, la convection et le transfert de chaleur par rayonnement sont présentés séparément, bien que ces modes interagissent en pratique de manière complexe. La conduction se produit dans des matériaux solides tels que les granulés de combustible, le revêtement et les composants structuraux. La convection domine le transfert de chaleur des surfaces de la tige de combustible au liquide de refroidissement, avec à la fois la convection forcée pendant le fonctionnement normal et la convection naturelle pendant certains scénarios d'accident jouant des rôles importants.

La conduction thermique de la tige de combustible est calculée selon une méthode de volume fini, où sont mises en œuvre des propriétés thermophysiques dépendantes de la température (densité, conductivité thermique, capacité thermique) du combustible (UO2, UO2PuO2) et des matériaux de revêtement (Zircaloy, acier inoxydable).

Dans les réacteurs refroidis à l'eau, le transfert de chaleur par ébullition représente un phénomène particulièrement important et complexe. La transition du refroidissement par liquide monophasé à l'ébullition par nucléate, et potentiellement aux conditions d'ébullition par film ou de flux critique de chaleur (CHF), doit être soigneusement analysée pour assurer l'intégrité du combustible.

Débit et chute de pression des fluides

La compréhension des flux de fluide et de la distribution de la pression dans tout le cœur du réacteur est essentielle pour assurer un comportement adéquat du système de refroidissement et de prédiction. La distribution du flux entre les assemblages de combustible et au sein de chaque sous-canal affecte les taux de transfert de chaleur et la distribution de température.

Les calculs de chute de pression sont essentiels pour déterminer les capacités de la pompe et assurer des capacités de circulation naturelles adéquates lors des scénarios d'accident. Les pertes de pression sont dues à la friction le long des canaux de débit, aux pertes de formation à des discontinuités géométriques et aux pertes d'accélération associées aux changements de densité dans les canaux chauffés.

L'objectif général des études thermohydrauliques est d'explorer plus en détail tous les champs de flux locaux, la dynamique des bulles, les transferts de chaleur convectifs et bouillants, les tourbillons et turbulences, les interactions potentielles de structure des fluides (FSI), les vibrations induites par le flux (FIV), les différents sous-canaux intérieurs (EDIS, tourbillon, vortex, turbulent, etc.) les mélanges inter-canaux (turbulent, dérive du vide, mélange de flux croisés), ainsi que d'autres interactions potentielles statiques et dynamiques entre sous-canaux et les transitions de régime de flux.

Phénomènes à flux biphasé

Dans les réacteurs à eau bouillante (REB) et lors de certains scénarios d'accident dans les réacteurs à eau pressurisée (REP), des conditions d'écoulement en deux phases existent dans le cœur du réacteur. La présence de phases liquides et de vapeurs introduit une complexité supplémentaire pour l'analyse thermique-hydraulique, exigeant des modèles pour la distribution de fractions vides, le transfert de chaleur et de masse entre les deux phases et le mouvement relatif entre les phases.

Les transitions du régime de débit – du débit de bulles au débit de limaces, au débit de churn et au débit annulaire – affectent de façon significative les caractéristiques du transfert de chaleur et de la chute de pression. La prédiction précise de ces transitions et des schémas de débit associés est essentielle pour l'analyse de la sécurité.

Principaux outils logiciels pour les calculs thermique-hydraulique

RELAP5 et TRACE

RELAP5 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) représente l'un des codes thermiques-hydrauliques les plus utilisés pour l'analyse de sûreté des réacteurs nucléaires. Développé par le Laboratoire national Idaho, RELAP5 utilise un modèle à deux fluides unidimensionnel pour la simulation transitoire des systèmes de réacteurs à eau légère.

TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) représente le code d'analyse thermohydraulique phare de la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis, regroupant les capacités des codes précédents, notamment TRAC-P, TRAC-B, RELAP5 et RAMONA. TRACE fournit des capacités de modélisation avancées pour les PWR et les BWR, intégrant des méthodes numériques améliorées et des modèles physiques par rapport à ses prédécesseurs.

Ils ont utilisé un système couplé de codes WIMSD-5B et PARCS pour le code neutronique et RELAP5/MOD3.2 pour les calculs thermohydrauliques, ce qui illustre la pratique courante consistant à associer les codes thermohydrauliques et les codes neutroniques pour effectuer une analyse multiphysique des réacteurs, en captant les effets de rétroaction importants entre la distribution de puissance et les conditions thermohydrauliques.

Codes d'analyse des sous-canaux

Le tableau 2 présente la liste complète des codes d'analyse des sous-canaux comme HECTIC, ENERGY, SUPERENERGY, COBRA (-I, II, IIIC, IV), CANAL, HAMBO, FLICA, THINC, VIPRE. Parmi ceux-ci, la famille de codes COBRA a atteint une utilisation particulièrement répandue et a engendré de nombreux dérivés et extensions.

Les codes COBRA résolvent les équations de conservation de la masse, de l'énergie et de l'élan dans les sous-canaux interconnectés, en tenant compte du mélange turbulent, de la dérive des vides et du débit croisé entre les canaux adjacents.

Le FCT fournit les meilleures méthodes de sous-canal disponibles pour l'analyse des LWR, provenant des codes de famille COBRA-TF - modèle de débit biphasé à trois champs de deux fluides dans la résolution des sous-canaux. Le FCT (Coolant-Boiling in Rod Arrays - Two Fluids) continue d'être développé et validé activement, avec des applications allant au-delà des réacteurs à eau légère traditionnels aux concepts avancés de réacteurs.

VIPRE (Versatile Internals and Component Program for Reactors; EPRI) représente un autre code sous-canal largement utilisé, particulièrement dans les applications commerciales. VIPRE offre des capacités pour l'analyse à l'état stationnaire et transitoire des géométries de faisceau de tiges, avec une validation étendue par rapport aux données expérimentales et l'expérience opérationnelle.

Logiciels commerciaux CFD

Ansys Fluent est l'un des plus populaires packages CFD commerciaux appliqués aux problèmes nucléaires thermiques-hydrauliques. Fluent fournit des capacités complètes pour la modélisation de géométries complexes, turbulences, flux multiphase et transfert de chaleur. Sa flexibilité et des options de modélisation physique étendues le rendent adapté pour l'analyse détaillée des phénomènes locaux dans les composants du réacteur.

STAR-CCM+ représente une autre plateforme de CFD commerciale de pointe utilisée dans les applications nucléaires. Star-CCM+ a été utilisé pour une simulation de calcul d'une expérience comparant le flux forcé à l'écoulement naturel dans TALL-3D, démontrant son application à la thermohydraulique-hydraulique du réacteur de métal liquide.

COMSOL Multiphysique offre une plateforme polyvalente pour les simulations multiphysiques couplées, y compris l'analyse thermique-hydraulique. Sa force réside dans la capacité de coupler facilement différents modules de physique, ce qui le rend particulièrement utile pour les problèmes impliquant le flux de fluide, le transfert de chaleur, la mécanique structurelle, et d'autres phénomènes simultanément.

Codes spécialisés pour réacteurs avancés

MATRA-LMR, un programme sous-canal d'analyse à l'état stationnaire et transitoire des assemblages de combustible à fil dans les réacteurs rapides refroidis au sodium, a été développé par l'Institut coréen de recherche sur l'énergie atomique, basé sur la COBRA-IV, et étendu à l'analyse de cœur de réacteur basée sur le plomb.

Le Laboratoire nucléaire thermique-hydraulique de l'Université Xi'an Jiaotong a développé un programme d'analyse des sous-canaux SACOS (Codes de sûreté pour l'analyse des sous-canaux), qui convient à tous les types de carottes, y compris le programme préliminaire d'analyse des sous-canaux à l'état stable et transitoire pour les carottes à base de plomb, avec le modèle physique, le modèle de transfert de chaleur et le modèle de chute de pression pour les réacteurs à base de plomb intégrés au programme.

Couplage multi-physique dans l'analyse de base des réacteurs

Les calculs statiques de base multiphysiques (MSCC) doivent être effectués pour étudier le comportement des réacteurs nucléaires, avec ces calculs utilisés comme entrées pour d'autres étapes de la conception du réacteur, comme le comportement dynamique du cœur, le contrôle du réacteur, l'évaluation de la sûreté, la modélisation des accidents, l'optimisation du modèle de charge du combustible (LPO) et entre autres.

Couplage neutronique-thermal-hydraulique

La distribution de puissance dans un réacteur dépend de la distribution du flux neutronique, qui est à son tour affectée par la température des matériaux, la densité du liquide de refroidissement et la fraction vide, qui sont toutes déterminées par des conditions thermiques-hydrauliques, ce qui crée un fort couplage entre neutronique et thermohydraulique qui doit être pris en compte dans l'analyse précise du réacteur.

Le couplage interne thermique-neutronique 3D est effectué pendant le cycle du carburant. Diverses stratégies de couplage ont été développées, allant d'approches de couplage lâches où les codes échangent des informations à intervalles de temps discrets, à un couplage serré où les équations sont résolues simultanément.

Les approches de la solution du couplage N/TH sont examinées en ce qui concerne les aspects des études d'amélioration de la performance et d'application, y compris la méthode de fractionnement de l'opérateur (OS), l'itération de Picard et les méthodes Jacobian-Free Newton–Krylov (JFNK), la plupart des simulations numériques de couplage étant actuellement libres, en adoptant la méthode d'itération de Picard, parce qu'elle a une plus grande précision de calcul que la méthode OS, alors que contrairement aux méthodes de découplage comme les méthodes d'itération de OS et de Picard, la méthode JFNK met à jour toutes les quantités physiques de manière synchrone, ce qui la rend plus précise.

Mise en œuvre du couplage de codes

A. Dokhane et al. (2017) ont étudié le couplage des codes SIMULATE 3 K et TRACE pour les événements de stabilité du réacteur Oskarshamn-2 et comparé leurs résultats avec le couplage TRACE/PARCS. Ces systèmes de codes couplés permettent de tirer parti des forces de différents codes spécialisés tout en maintenant la cohérence dans l'analyse globale.

Dans la plupart des recherches menées ces dernières années pour le CSMC, la modélisation NTH a été effectuée à l'aide de codes distincts, et un programme d'interface a été utilisé pour le couplage thermique-neutronique, avec ce programme d'interface, qui est responsable du transfert de données et de la convergence entre les codes NTH, réduisant la vitesse de calcul en raison des opérations d'écriture et de lecture dans les fichiers d'entrée et de sortie des codes et de mise en oeuvre de commandes de programmation supplémentaires.

Paramètres critiques dans la conception thermique-hydraulique du réacteur

Taux de débit et distribution des fluides de refroidissement

La détermination des débits appropriés de liquide de refroidissement constitue un aspect fondamental de la conception du cœur du réacteur. Les débits doivent être suffisants pour éliminer la chaleur produite par la fission tout en maintenant les températures de combustible et de revêtement dans des limites acceptables.

Dans les assemblages de carburant individuels, la distribution du flux entre les sous-canaux affecte les températures locales et les marges de sécurité. Les sous-canaux d'angle, de bord et d'intérieur connaissent différentes zones de débit et conditions de chauffage, ce qui entraîne des variations de l'élévation et de la température de l'enthalpie de refroidissement.

Marges et limites de température

Plusieurs paramètres liés à la température servent de critères de conception clés pour les cœurs du réacteur. La température de la ligne centrale de combustible doit rester en dessous des points de fusion pour éviter la panne de combustible.

Pour les matériaux de revêtement à base de zirconium, les limites réglementaires limitent généralement la température de revêtement maximale à 1200 °C lors des accidents de base de conception. Pendant le fonctionnement normal, des températures beaucoup plus basses sont maintenues pour assurer des marges de sécurité adéquates et réduire la corrosion.

Le fait de s'écarter du taux d'ébullition nucléé (DNBR) ou du rapport de puissance critique (CPR) représente un paramètre clé de sécurité pour les réacteurs refroidis à l'eau. Les calculs précis de CHFR, de CPR et de la température maximale du combustible sont d'une importance primordiale pour assurer la sécurité du réacteur sous différents états du noyau.

Coefficients de transfert de chaleur

Pour la convection forcée en une seule phase, des corrélations bien établies, telles que Dittus-Boelter, fournissent des prédictions raisonnables. Cependant, dans les régimes d'ébullition, les coefficients de transfert de chaleur peuvent varier selon les ordres de grandeur en fonction du mécanisme d'ébullition spécifique.

La prévision précise des coefficients de transfert de chaleur est essentielle pour calculer les températures du combustible et du revêtement. Les incertitudes dans les corrélations de transfert de chaleur contribuent aux incertitudes générales de l'analyse et doivent être prises en compte dans les évaluations de sécurité.

Validation et quantification de l'incertitude

Une activité clé associée à cet objectif est l'identification et la conservation de données expérimentales appropriées, le groupe d'experts fournissant aux pays membres les conseils et les processus pour certifier les données expérimentales en vue de leur utilisation comme validation thermo-hydraulique de base autonome ou pour des utilisations dans le cadre de la pyramide de validation des outils de modélisation et de simulation multiphysiques.

Installations expérimentales et bases de données

Le groupe surveille, dirige et appuie également le développement continu de la base de données des systèmes hydrauliques thermiques internationaux (TIETHYS), qui rassemble des données expérimentales provenant de diverses installations du monde entier, fournissant une ressource complète pour la validation des codes.

Les essais d'effets distincts peuvent être axés sur le flux critique de chaleur, la chute de pression en deux phases ou le mélange dans des faisceaux de tiges. Les essais d'effets intégraux utilisent des simulateurs de réacteurs à échelle réduite pour étudier la réponse du système lors de transitoires et d'accidents.

Plusieurs installations expérimentales ont été mises au point pour améliorer la technologie de recherche et de développement des réacteurs innovants dans les domaines du transfert de flux et de chaleur, du système, du noyau, du réservoir et de l'hydraulique thermique sous-canal, avec des analyses numériques nécessaires pour appuyer les résultats expérimentaux, et des codes de système, des codes de sous-canaux et des codes de dynamique des fluides informatiques (CFD) sont également produits pour prédire le débit et le transfert de chaleur des refroidisseurs HLM.

Méthodes d'analyse de l'incertitude

Les bases de la vérification, les besoins de validation, la question de l'échelle et les résultats de la validation imposent l'évaluation des erreurs de calcul ou de l'incertitude.

Le BEPU constitue l'évolution naturelle de l'approche conservatrice adoptée au départ et est également le seul cadre possible où les connaissances acquises dans le développement et la validation des codes SYS TH sont exploitées. Les approches BEPU utilisent des modèles réalistes et des paramètres d'entrée tout en quantifiant explicitement les incertitudes par des méthodes statistiques, fournissant une base plus rationnelle pour démontrer des marges de sécurité.

La quantification de l'incertitude consiste à identifier les sources d'incertitude (paramètres d'entrée, incertitudes du modèle, incertitudes numériques), à propager ces incertitudes par des calculs et à déterminer les intervalles de confiance pour les résultats.

Applications dans différents types de réacteurs

Réacteurs à eau sous pression (RAP)

L'analyse thermique-hydraulique du PWR vise à maintenir des conditions sous-refroidies ou légèrement saturées dans le noyau pendant le fonctionnement normal. Le système primaire fonctionne à haute pression (environ 15,5 MPa) pour supprimer l'ébullition, bien que certains ébullitions nucléés puissent se produire sur les surfaces de la tige de combustible à haute puissance.

Les calculs thermohydrauliques du code de la SCGDV sont effectués à l'aide d'une méthode homogène à canal chauffé à deux phases. Diverses méthodes de modélisation sont utilisées selon les objectifs d'analyse spécifiques, les codes sous-canaux fournissant une analyse de base détaillée et les codes système traitant de la réponse globale de la plante.

Réacteurs à eau bouillante (REB)

La distribution de fractions de la vapeur affecte à la fois la neutronique (par modération) et la thermohydraulique (par qualité de débit et transfert de chaleur). Le rapport de puissance critique sert de paramètre principal de limite thermique, avec de nombreuses bases de données de corrélations de puissance critiques développées pour diverses conceptions de combustible.

La stabilité du BWR représente une considération importante, car le couplage entre la rétroaction de réactivité du vide et la réactivité thermique-hydraulique peut potentiellement conduire à des oscillations de puissance dans certaines conditions. Le repère de référence pour le circuit de turbine à réacteur à eau bouillante (BWRTT) a été établi pour contester les codes de cinétique du système couplé thermohydraulique/neutron contre un circuit de turbine Peach-Bottom-2 (un circuit de turbine BWR/4 conçu par GE) transitoire avec une fermeture soudaine de la vanne d'arrêt de turbine.

Réacteurs rapides à couche métallique liquide

Le réacteur rapide à métaux liquides (LFMR) est l'un des réacteurs de prochaine génération. Les réfrigérants en métaux liquides tels que le sodium ou le bismuth au plomb offrent d'excellentes propriétés de transfert de chaleur et de faibles pressions de fonctionnement, mais présentent des défis thermiques et hydrauliques uniques.

Les propriétés de différents fluides de travail sont mises en œuvre, par exemple l'IAPWS-97 pour l'eau et la vapeur et les fonctions des métaux liquides (sodique et plomb), et des gaz (hélium, air, etc.). Des corrélations et des modèles spécialisés sont nécessaires pour le transfert de chaleur des métaux liquides, qui diffère considérablement de l'eau en raison du faible nombre de ces fluides Prandtl.

Les capacités de circulation naturelle sont particulièrement importantes pour les réacteurs en métal liquide, car l'élimination passive de la chaleur de décomposition repose sur un débit alimenté par la flottabilité.

Réacteurs à haute température à gaz

Les réacteurs refroidis au gaz utilisent l'hélium ou d'autres gaz comme liquide de refroidissement, fonctionnant à des températures élevées pour obtenir une bonne efficacité thermodynamique. La faible densité et la faible capacité thermique des fluides de refroidissement au gaz entraînent une hausse de la température à travers le cœur et des vitesses élevées de refroidissement.

L'élimination passive de la chaleur par conduction et radiation devient importante lors de la perte d'accidents de refroidissement forcé. La capacité de maintenir la température du carburant en dessous des limites de dommages sans refroidissement actif représente une caractéristique de sécurité clé de ces conceptions, nécessitant une analyse thermique détaillée des chemins de transfert de chaleur du cœur aux puits de chaleur ultimes.

Sujets avancés en analyse thermique-hydraulique

Modélisation multi-échelles

À mesure que les méthodes de la FCD se généralisent, le couplage de ces méthodes aux codes de systèmes, tant pour les réacteurs à eau légère traditionnels (REL) que pour les systèmes de prochaine génération, devient de plus en plus un domaine de développement scientifique.

Les techniques de décomposition des domaines permettent d'utiliser différentes approches de modélisation dans différentes régions du système réacteur. Par exemple, un code système pourrait modéliser la boucle primaire globale, tandis qu'un code sous-canal fournit une analyse de base détaillée, et CFD résout le flux dans des régions spécifiques d'intérêt telles que le plenum inférieur ou autour des tubes-guides à tige de commande.

Analyse des accidents et évaluation de la sécurité

Suite aux urgences nucléaires causées par Three Mile Island (1979), Tchernobyl (1986) et Fukushima (2011), l'importance est accordée aux dispositifs de refroidissement passif du noyau, la sûreté des réacteurs nucléaires devant être assurée dans le cadre d'opérations normales, de transitoires opérationnels, d'événements opérationnels prévus, d'accidents de base de conception (DBA) et dans des situations d'urgence extrêmes en intégrant les systèmes de sûreté techniques par des moyens passifs.

La perte d'accidents de liquide de refroidissement (LOCA) nécessite une analyse des phases de soufflage, de remplissage et de réinondation, avec une attention particulière à la température de calage maximale et à l'oxydation. La perte d'accidents de débit doit démontrer que la circulation naturelle ou d'autres mécanismes passifs peuvent fournir un refroidissement adéquat.

Au-delà des accidents de base, l'analyse des accidents graves tient compte des scénarios où des dommages fondamentaux se produisent. Les codes thermohydrauliques doivent modéliser des phénomènes tels que la fusion du combustible, la réinstallation, la formation de lit de débris et la réfrigérante.

Optimisation et amélioration des performances

L'une des approches qui peut aider à améliorer la puissance d'un réacteur est de modifier sa géométrie du combustible, avec une telle technologie de combustibles annulaires avec la capacité de refroidissement interne et externe montrant son importance et ayant été largement considéré pour diminuer la température maximale du combustible dans les réacteurs PWR. Les calculs thermique-hydraulique soutiennent l'optimisation des conceptions de combustible, les schémas de chargement de cœur, et les stratégies d'exploitation pour maximiser les performances tout en maintenant des marges de sécurité.

Les techniques d'optimisation avancées, y compris les algorithmes génétiques et les approches d'apprentissage automatique, sont de plus en plus appliquées aux problèmes de conception des réacteurs. La géométrie optimale du combustible est déterminée à l'aide du réseau neuronal en mettant en œuvre les algorithmes génétiques basés sur ces coefficients dynamiques, avec la validation du réseau neuronal artificiel conçu et l'algorithme génétique fait à l'aide de calculs hydrauliques neutroniques et thermiques.

Orientations futures et nouveaux défis

Concepts avancés de réacteurs

Les conceptions de réacteurs de la génération IV et les petits réacteurs modulaires (RSM) présentent de nouveaux défis thermiques-hydrauliques qui nécessitent le développement de capacités d'analyse spécialisées. Les développements (principalement à ORNL) pour permettre la modélisation CTF de réacteurs à combustible solide en fusion de sel sont en cours, et les travaux en cours à l'État NC pour étendre la capacité de modélisation CTF aux réacteurs rapides de sodium (RRS).

Les réacteurs à haute température fonctionnent à des températures où le transfert de chaleur par rayonnement devient important. Les réacteurs à eau supercritique connaissent des variations de propriété dramatiques près du point pseudocritique. Chacun de ces facteurs nécessite des approches de modélisation spécialisées et une validation approfondie.

Progrès informatiques

L'augmentation de la puissance de calcul permet des analyses thermohydrauliques plus détaillées et complètes. L'informatique haute performance permet de faire tourner de grands ensembles de calculs pour la quantification de l'incertitude, effectuer des simulations CFD complètes et combiner plusieurs physiques avec une résolution spatiale et temporelle fine.

La modélisation mécanique traditionnelle pourrait être complétée/remplacée efficacement par une approche d'information de modèle de haute à faible et une modélisation fondée sur la physique, avec accélération et parallélisation pour améliorer l'efficacité des simulations de base de sous-canaux.

Modèles physiques améliorés

Les mécanismes de flux thermique critique, en particulier dans les faisceaux de tiges avec des géométries complexes de grilles d'espacement, restent des domaines d'investigation active. La connaissance du cœur du réacteur thermique-hydraulique est essentielle pour la conception du réacteur et du combustible afin d'améliorer les performances des grilles d'espacement de la cuve de mélange, d'augmenter la limite CHF, d'améliorer la précision de prédiction de la valeur et de l'emplacement de la grille, de réduire ou d'optimiser les chutes de pression de la cuve de faisceau, et de minimiser ou d'éviter les problèmes associés aux interactions de structure de débit (FSI), aux vibrations induites par le débit (FIV), à l'anormalité de la rupture axiale (AOA), aux frétuements, aux fuites de carburant, à l'arc de tige.

La modélisation de la turbulence dans les géométries complexes, le transport interfacial dans les débits biphasés et le transfert de chaleur dans les murs dans l'ébullition présentent tous des défis permanents. La simulation numérique directe (DNS) et la simulation de gros eddy (LES) fournissent des informations détaillées sur ces phénomènes à petite échelle, en aidant à élaborer des modèles améliorés pour les codes techniques.

Intégration avec le processus global de conception des réacteurs

Les résultats de l'analyse thermohydraulique informent et limitent d'autres activités de conception, notamment la conception du combustible, l'analyse structurelle, la sélection des matériaux et la conception du système. Inversement, l'analyse thermohydraulique nécessite des données provenant de calculs neutroniques (distributions de puissance), des codes de performance du combustible (conductance du gap, gonflement du combustible) et de l'analyse structurelle (vibrations induites par le débit, expansion thermique).

Les premières études conceptuelles utilisent des modèles simplifiés pour explorer l'espace de conception et identifier les configurations prometteuses. À mesure que la conception arrive à maturité, des analyses de plus en plus détaillées sont effectuées pour vérifier que tous les critères de sécurité sont respectés et pour optimiser les performances. Les calculs finals de délivrance de licences utilisent des codes de meilleure estimation avec quantification d'incertitude pour démontrer la conformité aux exigences réglementaires.

Les organismes de réglementation exigent la preuve que les codes ont été validés adéquatement pour leurs applications prévues et que les incertitudes ont été correctement quantifiées, ce qui nécessite des programmes rigoureux de gestion, de vérification et de validation de la configuration et la documentation des hypothèses et des limites d'analyse.

Considérations pratiques pour l'analyse thermique et hydraulique

Développement et mise au point de modèles

Pour les codes de système, il s'agit de définir le système de nodalisation, c'est-à-dire la façon dont le système de réacteur est divisé en volumes de commande et en voies de débit. La nodalisation doit être suffisamment fine pour saisir les phénomènes importants tout en restant computable. Les études de sensibilité sont généralement effectuées pour s'assurer que les résultats ne dépendent pas trop des choix de nodalisation.

Pour l'analyse des sous-canaux, la géométrie doit être représentée avec soin, y compris les positions des barres de combustible, les emplacements des grilles d'espacement et les variations de la zone de débit. Les codes des sous-canaux utilisent généralement des mailles structurées alignées sur les grilles de barres, bien que certains codes modernes soutiennent des approches de maillage plus flexibles.

L'analyse du CFD exige la production de maillages informatiques de haute qualité, ce qui peut être difficile pour les géométries complexes des réacteurs. La qualité du mesh affecte de façon significative la précision et la convergence de la solution. Diverses stratégies de maillage sont utilisées, notamment des maillages hexaédriques structurés, des maillages tétraédriques ou polyédriques non structurés et des approches hybrides.

Conditions de la frontière et conditions initiales

Pour l'analyse thermique et hydraulique du noyau, les conditions limites typiques comprennent le débit ou la pression d'entrée, la température d'entrée ou l'enthalpie et la pression de sortie. La distribution de puissance à partir des calculs de neutronique fournit la source de chaleur volumétrique. Les pertes de chaleur aux structures environnantes peuvent nécessiter une modélisation selon l'application spécifique.

Pour l'analyse transitoire, les conditions initiales doivent être établies, généralement en effectuant un calcul à l'état d'équilibre aux conditions d'exploitation initiales. Le passage transitoire est alors amorcé par l'imposition de conditions limites dépendantes du temps ou de changements internes (comme les insertions de réactivité ou les défaillances de composants).

Convergence et vérification des solutions

Pour des calculs à l'état d'équilibre, les critères de convergence sont généralement basés sur les résidus des équations de régulation et sur les changements des paramètres clés entre itérations. Le couplage itératif entre neutronique et thermohydraulique nécessite une surveillance de la convergence de la distribution de puissance et des paramètres thermohydrauliques.

La vérification de la solution consiste à démontrer que les erreurs numériques sont acceptables, notamment en évaluant les erreurs de discrétisation au moyen d'études de raffinement des mailles, de sensibilité aux étapes temporelles pour les calculs transitoires et de tolérances itératives à la convergence.

Normes et pratiques exemplaires de l'industrie

L'industrie nucléaire a élaboré de vastes normes et directives pour l'analyse thermique-hydraulique afin d'assurer la cohérence et la qualité. Des organisations comme l'American Nuclear Society (ANS), l'American Society of Mechanical Engineers (ASME) et l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) publient des normes couvrant divers aspects de l'analyse thermique-hydraulique, y compris la méthodologie, les exigences de validation et la quantification des incertitudes.

Les guides réglementaires d'organismes comme la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis fournissent des exigences spécifiques et des méthodes acceptables pour l'analyse de sûreté.Ces documents précisent quels phénomènes doivent être pris en considération, quel niveau de détail est requis et comment les incertitudes doivent être traitées.

Les meilleures pratiques en matière d'analyse thermique et hydraulique comprennent une documentation approfondie des hypothèses, des paramètres d'entrée et des choix de modélisation; une vérification et une validation systématiques; une analyse de sensibilité et d'incertitude; un examen par les pairs de calculs importants; et la gestion de la configuration des codes et des fichiers d'entrée.

Ressources en matière d'éducation et de formation

Le développement d'une expertise en thermohydraulique des réacteurs nécessite une solide base en mécanique des fluides, en transfert de chaleur et en thermodynamique, combinée à des connaissances spécialisées en systèmes nucléaires et en flux biphasé.

Des cours de formation professionnelle sont offerts par diverses organisations, notamment des laboratoires nationaux, des universités et des concepteurs de codes, qui donnent des instructions pratiques sur l'utilisation de codes spécifiques, la compréhension des phénomènes physiques et l'application de méthodes d'analyse appropriées.

De nombreux codes ont des groupes d'utilisateurs actifs qui partagent des expériences, discutent des approches de modélisation et collaborent à l'élaboration de codes. Pour ceux qui souhaitent en savoir plus sur l'analyse thermique-hydraulique, des ressources sont disponibles par l'intermédiaire d'organisations comme American Nuclear Society et Agence internationale de l'énergie atomique.

Conclusion

Les calculs thermiques-hydrauliques pour la conception du noyau du réacteur représentent une discipline sophistiquée et essentielle au sein du génie nucléaire. Les techniques et les outils disponibles aujourd'hui offrent des capacités sans précédent pour analyser le comportement du réacteur dans des conditions normales et accidentelles, soutenant à la fois la conception de nouveaux réacteurs et le fonctionnement sûr des installations existantes.

Le domaine continue d'évoluer avec les progrès des capacités de calcul, l'amélioration des modèles physiques et le développement de méthodes pour les concepts avancés de réacteurs. Le couplage multiphysique, la quantification de l'incertitude et la simulation à haute fidélité représentent des orientations importantes pour le développement futur.

La réussite de l'analyse thermohydraulique exige non seulement la maîtrise des outils de calcul, mais aussi une compréhension approfondie de la physique sous-jacente, une attention particulière à la modélisation des hypothèses et des incertitudes et une validation rigoureuse des données expérimentales.En combinant ces éléments, les analystes thermohydrauliques constituent la base technique pour la prise de décisions confiantes dans la conception et l'évaluation de la sûreté des réacteurs.

Pour les professionnels qui travaillent dans ce domaine, le maintien de l'actualité exige une collaboration continue avec la littérature technique, la participation à des sociétés professionnelles et l'apprentissage continu des nouvelles méthodes et outils. La complexité et l'importance de l'analyse thermique-hydraulique dans la conception des réacteurs nucléaires garantissent que ce domaine demeurera un domaine crucial et intellectuellement difficile pour un avenir prévisible, offrant des possibilités de contribution significative à la sûreté et aux performances nucléaires.