Etudes des instabilites liees au couplage neutronique-thermohydraulique dans les reacteurs a eau bouillante

par KHALED CHAABOUNI

Thèse de doctorat en Sciences appliquées

Sous la direction de RENE JEAN GIBERT.

Soutenue en 1998

à Evry-Val d'Essonne .

    mots clés mots clés


  • Résumé

    Cette these a pour objectif principal l'etude des instabilites qui se produisent dans les reacteurs a eau bouillante a faible debit et moyenne puissance. Ces instabilites initiees par une instabilite thermohydraulique peuvent etre amplifiees par des effet neutroniques. Le deuxieme objectif de la these est la validation du couplage des codes de thermohydraulique et de neutronique du cea (serma) flica-4 et cronos-2 lors de l'etude d'un benchmark pour ce type de reacteur. On a d'abord etudie ces instabilites avec un modele simplifie de reacteurs a eau bouillante couplant une neutronique 0d, une thermique 0d avec une thermohydraulique 1d pour des conditions de fonctionnement a bas debit(32% du debit nominal) et moyenne puissance (64% de puissance nominale). Des oscillations de puissance avaient ete observees dont l'amplitude etait comprise entre 30% et 157% de la puissance nominale suivant un cycle limite de frequence fondamentale a 0. 37hz. Une analyse de fourier avait ete realise sur la reponse en puissance. Elle avait permis de confirmer la presence du cycle limite de frequence 0. 37hz. Ensuite, on a effectue un couplage du modele 1d du code de thermohydraulique flica-4 avec le module 0d de neutronique de la precedente etude. Pour les memes valeurs du couple puissance, debit (64% de puissance nominale et 32% de debit nominal), le cycle limite n'a pas ete reproduit. Le debit a ete ensuite abaisse (26% du debit nominal) en gardant toujours la meme valeur de puissance (64% de puissance nominale). Cette baisse de debit a permis d'observer des oscillations de puissance dont l'amplitude varie entre 60% et 80% de puissance nominale. Comme le module de cinetique ponctuelle ne prend pas en compte les basculements de flux neutroniques axiaux et radiaux, nous avons donc cherche a raffiner l'etude en effectuant un veritable calcul de cinetique neutronique a l'aide du code cronos-2. Nous avons d'abord mis au point le couplage flica-4- cronos-2 en etudiant un benchmark international de reacteurs a eau bouillante intitule neacrp 3-d lwr core transient benchmark. Plusieurs organisations internationales ont participe a ce benchmark. La comparaison de nos resultats issus du couplage flica-4-cronos-2 est en accord avec les resultats des autres codes (en permanent et en transitoire de refroidissement). Nous avons ainsi pu valider notre couplage flica-4-cronos-2 vis a vis des resultats trouves par les autres codes. Nous avons ensuite chreche a mettre en evidence les instabilites precitees en utilisant les sections efficaces fournies par le benchmark pour le couplage 3-d flica-4 cronos-2. Cette etude a ete faite pour un quart de coeur et un coeur complet. Pour des conditions de fonctionnement a 64% de puissance et 26% de debit avec boucle de recirculation, nous avons observe une oscillation de puissance (pour les deux cas quart de coeur et coeur complet) qui s'attenue au cours du temps pour laisser la place a des oscillations numeriques qui peuvent etre dues au couplage explicite des deux codes. Diminuant encore le debit jusqu'a 20% de sa valeur nominale, on observe toujours une oscillation de puissance qui s'attenue au cours du temps. Ces resultats sont differents de ceux obtenus lors du couplage du module 1d du code flica-4 avec le module de cinetique ponctuelle. Ceci peut etre explique par le fait que les coefficients doppler et moderateur sont differents pour les deux etudes. En effet, ces coefficients pilotent l'amplification de l'instabilite. Il faut noter aussi que les reacteurs modelises dans les deux etudes ne sont pas les memes. Cependant, on a mis en evidence une opposition de phase entre les zones centrales et peripheriques du cur ce qui n'etait pas possible avec une cinetique ponctuelle.

  • Titre traduit

    Study of instabilities due to the coupling between neutronics and thermalhydraulics in boiling water reactors


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Informations

  • Détails : 142 P.
  • Notes : Publication autorisée par le jury
  • Annexes : 57 REF.

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