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Étude thermo-hydraulique de l'écoulement du modérateur dans le réacteur CANDU-6

Foad Mehdi Zadeh

PhD thesis (2016)

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Cite this document: Mehdi Zadeh, F. (2016). Étude thermo-hydraulique de l'écoulement du modérateur dans le réacteur CANDU-6 (PhD thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/2167/
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Abstract

Étant donné la taille (6,0 m×7,6 m) ainsi que le domaine multiplement connexe qui caractérisent la cuve des réacteurs CANDU-6 (380 canaux dans la cuve), la physique qui gouverne le comportement du fluide modérateur est encore mal connue de nos jours. L’échantillonnage de données dans un réacteur en fonction nécessite d’apporter des changements à la configuration de la cuve du réacteur afin d’y insérer des sondes. De plus, la présence d’une zone intense de radiations empêche l’utilisation des capteurs courants d’échantillonnage. En conséquence, l’écoulement du modérateur doit nécessairement être étudié à l’aide d’un modèle expérimental ou d’un modèle numérique. Pour ce qui est du modèle expérimental, la fabrication et la mise en fonction de telles installations coûtent très cher. De plus, les paramètres de la mise à l’échelle du système pour fabriquer un modèle expérimental à l’échelle réduite sont en contradiction. En conséquence, la modélisation numérique reste une alternative importante. Actuellement, l’industrie nucléaire utilise une approche numérique, dite de milieu poreux, qui approxime le domaine par un milieu continu où le réseau des tubes est remplacé par des résistances hydrauliques distribuées. Ce modèle est capable de décrire les phénomènes macroscopiques de l’écoulement, mais ne tient pas compte des effets locaux ayant un impact sur l’écoulement global, tel que les distributions de températures et de vitesses à proximité des tubes ainsi que des instabilités hydrodynamiques. Dans le contexte de la sûreté nucléaire, on s’intéresse aux effets locaux autour des tubes de calandre. En effet, des simulations faites par cette approche prédisent que l’écoulement peut prendre plusieurs configurations hydrodynamiques dont, pour certaines, l’écoulement montre un comportement asymétrique au sein de la cuve. Ceci peut provoquer une ébullition du modérateur sur la paroi des canaux. Dans de telles conditions, le coefficient de réactivité peut varier de manière importante, se traduisant par l’accroissement de la puissance du réacteur. Ceci peut avoir des conséquences majeures pour la sûreté nucléaire. Une modélisation CFD (Computational Fluid Dynamics) détaillée tenant compte des effets locaux s’avère donc nécessaire. Le but de ce travail de recherche est de modéliser le comportement complexe de l’écoulement du modérateur au sein de la cuve d’un réacteur nucléaire CANDU-6, notamment à proximité des tubes de calandre. Ces simulations servent à identifier les configurations possibles de l’écoulement dans la calandre. Cette étude consiste ainsi à formuler des bases théoriques à l’origine des instabilités macroscopiques du modérateur, c.-à-d. des mouvements asymétriques qui peuvent provoquer l’ébullition du modérateur. Le défi du projet est de déterminer l’impact de ces configurations de l’écoulement sur la réactivité du réacteur CANDU-6.----------Abstract Considering the size (6m×7.6 m) and the quite complex hydrodynamic domain of CANDU reactors (i.e. 380 fuel channels embded in the vessel), the motion of the the moderator flow in the calandria is still not perfectly understood until today. Data sampling process from a reactor in operation necessitates several modifications on the calandria vessel to get access to the core. Furthermore, the intense radiation area in the reactor core requires the use of quite particular measurement instruments. Consequently, the moderator flow must necessarily be studied through experimental and/or numerical models. Concerning experimental tests, fabrication and operation of such a huge facility is very expensive. Moreover, the scaling groups of CANDU reactors are in contradiction. Consequently, numerical simulations constitute an appealing. Because of the aforementioned constraints (i.e. complexity of the domain), the porous medium method has been used to study the moderator flow by the nuclear industry. This approach approximates the hydraulic domain as a continuous medium where, the tube bundle is replaced by hydraulic resistances. This model has the ability to predict macroscopic characteristics of the flow motion. However, it can not simulate the local effects such as temperature and velocity distributions near the calandria tubes. In the framework of nuclear safety, local effects around the calandria tubes are a point of high interest. Predictions of porous medium method previously showed that the moderator flow can develop several hydrodynamic configurations. For some, an asymmetric behaviour in calandria vessel was observed. This can result in boiling of the moderator flow at proximity of fuel channels. In such conditions, the reactivity coefficient can change significantly, resulting in variation of the reactor power. For this reason, a CFD model that takes into account the local effects is therefore necessary to study the motion of the moderator in the calandria. The purpose of this research is to model the complex behaviour of the flow moderator in CANDU-6 calandria, especially at proximity of calandria tubes. These simulations are used to identify possible flow configurations. This study is thus to formulate theoretical bases on behalf of macroscopic instabilities in the moderator, i.e. asymmetric motions which may cause boiling. The project’s challenge was to determine the impact of these flow configurations on the reactivity of CANDU reactor.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Academic/Research Directors: Alberto Teyssedou and Stéphane Étienne
Date Deposited: 27 Oct 2016 11:29
Last Modified: 22 Apr 2021 23:11
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/2167/

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