METHODS FOR SIMULATING THE FLOW OF A FLUID IN A VESSEL OF A NUCLEAR REACTOR AND FOR CALCULATING THE MECHANICAL DEFORMATION OF ASSEMBLIES OF A NUCLEAR REACTOR CORE, AND ASSOCIATED COMPUTER PROGRAM PRODUCTS

The invention relates to a simulation method which simulates the flow of a fluid inside a vessel of a nuclear reactor. The reactor includes the vessel and a core arranged within said vessel, the core comprising nuclear fuel assemblies, each assembly extending in an axial direction and comprising nuc...

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Hauptverfasser: MERY DE MONTIGNY, ELODIE, CHAZOT, BENJAMIN, GOREAUD, NICOLAS, SALAÜN, HUBERT, GALPIN, JÉRÉMY
Format: Patent
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creator MERY DE MONTIGNY, ELODIE
CHAZOT, BENJAMIN
GOREAUD, NICOLAS
SALAÜN, HUBERT
GALPIN, JÉRÉMY
description The invention relates to a simulation method which simulates the flow of a fluid inside a vessel of a nuclear reactor. The reactor includes the vessel and a core arranged within said vessel, the core comprising nuclear fuel assemblies, each assembly extending in an axial direction and comprising nuclear fuel rods and at least one grid for supporting the rods, each assembly being spaced from the other assembly by a clearance between the grids in a transverse direction perpendicular to the axial direction, the fluid being suitable for circulation inside the core. The method includes determining (200, 210, 220, 230) head loss coefficients in the core, and calculating (240) the pressure (P) of the fluid and the component(s) of the velocity (V) of the fluid in the core, using the following equation: ∇P = - K x V, where P is the pressure component of the fluid, K is a matrix comprising the determined head loss coefficients, and V is a vector comprising the component(s) of the velocity of the fluid. During the determination step, a transverse head loss coefficient in the assemblies is determined on the basis of a transverse Reynolds number in the transverse direction, and an axial head loss coefficient in the clearance is determined on the basis of the size of the clearance in the transverse direction. Ce procédé de simulation simule l'écoulement d'un fluide à l'intérieur d'une cuve d'un réacteur nucléaire. Le réacteur comprend la cuve et un cœur disposé à l'intérieur de ladite cuve, le cœur comportant des assemblages de combustible nucléaire, chaque assemblage s'étendant suivant une direction axiale et comportant des crayons de combustible nucléaire et au moins une grille de maintien des crayons, chaque assemblage étant espacé d'un autre assemblage par un jeu entre les grilles suivant une direction transversale perpendiculaire à la direction axiale, le fluide étant propre à circuler à l'intérieur du cœur. Le procédé comprenant la détermination (200, 210, 220, 230) de coefficients de pertes de charge dans le cœur, et le calcul (240) de la pression (P) du fluide et de la ou des composantes de la vitesse (V) du fluide dans le cœur, et à l'aide de l'équation suivante : ∇P = - K x V où P est la composante de la pression du fluide, K est une matrice comportant les coefficients de pertes de charge déterminés, et V est un vecteur comportant la ou les composantes de la vitesse du fluide. Lors de l'étape de détermination, un coefficient de perte de charge transverse dans
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The reactor includes the vessel and a core arranged within said vessel, the core comprising nuclear fuel assemblies, each assembly extending in an axial direction and comprising nuclear fuel rods and at least one grid for supporting the rods, each assembly being spaced from the other assembly by a clearance between the grids in a transverse direction perpendicular to the axial direction, the fluid being suitable for circulation inside the core. The method includes determining (200, 210, 220, 230) head loss coefficients in the core, and calculating (240) the pressure (P) of the fluid and the component(s) of the velocity (V) of the fluid in the core, using the following equation: ∇P = - K x V, where P is the pressure component of the fluid, K is a matrix comprising the determined head loss coefficients, and V is a vector comprising the component(s) of the velocity of the fluid. During the determination step, a transverse head loss coefficient in the assemblies is determined on the basis of a transverse Reynolds number in the transverse direction, and an axial head loss coefficient in the clearance is determined on the basis of the size of the clearance in the transverse direction. Ce procédé de simulation simule l'écoulement d'un fluide à l'intérieur d'une cuve d'un réacteur nucléaire. Le réacteur comprend la cuve et un cœur disposé à l'intérieur de ladite cuve, le cœur comportant des assemblages de combustible nucléaire, chaque assemblage s'étendant suivant une direction axiale et comportant des crayons de combustible nucléaire et au moins une grille de maintien des crayons, chaque assemblage étant espacé d'un autre assemblage par un jeu entre les grilles suivant une direction transversale perpendiculaire à la direction axiale, le fluide étant propre à circuler à l'intérieur du cœur. Le procédé comprenant la détermination (200, 210, 220, 230) de coefficients de pertes de charge dans le cœur, et le calcul (240) de la pression (P) du fluide et de la ou des composantes de la vitesse (V) du fluide dans le cœur, et à l'aide de l'équation suivante : ∇P = - K x V où P est la composante de la pression du fluide, K est une matrice comportant les coefficients de pertes de charge déterminés, et V est un vecteur comportant la ou les composantes de la vitesse du fluide. Lors de l'étape de détermination, un coefficient de perte de charge transverse dans les assemblages est déterminé en fonction d'un nombre de Reynolds transverse suivant la direction transversale, et un coefficient de perte de charge axiale dans le jeu est déterminé en fonction de la dimension du jeu suivant la direction transversale.</description><language>eng ; fre</language><subject>CALCULATING ; COMPUTING ; COUNTING ; ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING ; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC ; GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS ; NUCLEAR ENGINEERING ; NUCLEAR PHYSICS ; NUCLEAR POWER PLANT ; PHYSICS ; REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGYGENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION ; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS ; TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINSTCLIMATE CHANGE</subject><creationdate>2014</creationdate><oa>free_for_read</oa><woscitedreferencessubscribed>false</woscitedreferencessubscribed></display><links><openurl>$$Topenurl_article</openurl><openurlfulltext>$$Topenurlfull_article</openurlfulltext><thumbnail>$$Tsyndetics_thumb_exl</thumbnail><linktohtml>$$Uhttps://worldwide.espacenet.com/publicationDetails/biblio?FT=D&amp;date=20141016&amp;DB=EPODOC&amp;CC=WO&amp;NR=2014166847A1$$EHTML$$P50$$Gepo$$Hfree_for_read</linktohtml><link.rule.ids>230,308,780,885,25564,76547</link.rule.ids><linktorsrc>$$Uhttps://worldwide.espacenet.com/publicationDetails/biblio?FT=D&amp;date=20141016&amp;DB=EPODOC&amp;CC=WO&amp;NR=2014166847A1$$EView_record_in_European_Patent_Office$$FView_record_in_$$GEuropean_Patent_Office$$Hfree_for_read</linktorsrc></links><search><creatorcontrib>MERY DE MONTIGNY, ELODIE</creatorcontrib><creatorcontrib>CHAZOT, BENJAMIN</creatorcontrib><creatorcontrib>GOREAUD, NICOLAS</creatorcontrib><creatorcontrib>SALAÜN, HUBERT</creatorcontrib><creatorcontrib>GALPIN, JÉRÉMY</creatorcontrib><title>METHODS FOR SIMULATING THE FLOW OF A FLUID IN A VESSEL OF A NUCLEAR REACTOR AND FOR CALCULATING THE MECHANICAL DEFORMATION OF ASSEMBLIES OF A NUCLEAR REACTOR CORE, AND ASSOCIATED COMPUTER PROGRAM PRODUCTS</title><description>The invention relates to a simulation method which simulates the flow of a fluid inside a vessel of a nuclear reactor. 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During the determination step, a transverse head loss coefficient in the assemblies is determined on the basis of a transverse Reynolds number in the transverse direction, and an axial head loss coefficient in the clearance is determined on the basis of the size of the clearance in the transverse direction. Ce procédé de simulation simule l'écoulement d'un fluide à l'intérieur d'une cuve d'un réacteur nucléaire. Le réacteur comprend la cuve et un cœur disposé à l'intérieur de ladite cuve, le cœur comportant des assemblages de combustible nucléaire, chaque assemblage s'étendant suivant une direction axiale et comportant des crayons de combustible nucléaire et au moins une grille de maintien des crayons, chaque assemblage étant espacé d'un autre assemblage par un jeu entre les grilles suivant une direction transversale perpendiculaire à la direction axiale, le fluide étant propre à circuler à l'intérieur du cœur. 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The reactor includes the vessel and a core arranged within said vessel, the core comprising nuclear fuel assemblies, each assembly extending in an axial direction and comprising nuclear fuel rods and at least one grid for supporting the rods, each assembly being spaced from the other assembly by a clearance between the grids in a transverse direction perpendicular to the axial direction, the fluid being suitable for circulation inside the core. The method includes determining (200, 210, 220, 230) head loss coefficients in the core, and calculating (240) the pressure (P) of the fluid and the component(s) of the velocity (V) of the fluid in the core, using the following equation: ∇P = - K x V, where P is the pressure component of the fluid, K is a matrix comprising the determined head loss coefficients, and V is a vector comprising the component(s) of the velocity of the fluid. 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