Analyse du transfert de chaleur et de la perte de pression pour des écoulements supercritiques dans le réacteur CANDU-SCWR

Le réacteur refroidi à eau supercritique est l'un des six concepts retenus par le Forum International Génération IV. Le Canada a choisi de mener des recherches avancées sur ce type de réacteur. Pour la conception et l'analyse de sûreté de ce réacteur, le développement des codes de simulations numériques est nécessaire. Le code ARTHUR est un code de calcul thermohydraulique développé par Fassi-Fehri (2008), à l'École Polytechnique de Montréal, pour l'analyse du réacteur CANDU-6. Le but de ce projet est de modifier ce code de calcul afin qu'on puisse l'utiliser pour traiter les réacteurs du type CANDU-SCWR. Dans le but de calculer les propriétés thermohydrauliques du caloporteur dans le canal de combustible d'un réacteur CANDU-SCWR, on a supposé que l'écoulement de l'eau dans des conditions supercritiques est monophasique. Ainsi à l'intérieur de ce code, on a développé les équations de conservation monophasique. La perte de pression par frottement et le transfert de chaleur par convection forcée sont deux aspects importants dont il faut tenir compte dans la modélisation d'un canal de combustible d'un réacteur nucléaire. Pour le choix de la corrélation utilisée dans le calcul du coefficient de la perte de pression par frottement, on a comparé des calculs numériques, utilisant différentes corrélations trouvées dans la littérature, à des données expérimentales. On a conclu que la corrélation de Garimella (2008) est la plus cohérente pour l'incorporer par la suite dans le code ARTHUR_SCWR. Ainsi, on a démontré que le choix de corrélation pour l'estimation de la perte de pression par frottement a une faible influence sur le comportement des différentes propriétés thermohydrauliques dans le canal de combustible. Dans les conditions supercritiques, l'eau est caractérisée par des variations importantes des propriétés thermophysiques dans la région pseudocritique. Cette variation influence le phénomène du transfert de chaleur par convection forcée. Dans le cadre de détermination de la corrélation qui a été utilisée afin de calculer le coefficient de transfert de chaleur par convection forcée, on a comparé des calculs numériques avec les valeurs expérimentales et on a déduit que la corrélation de Mokry et al. (2010) donne l'écart type le plus faible sur l'ensemble des expériences.