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AbstractAbstract
[en] The safety analysis of nuclear power plants requires a deep understanding of underlying key physical phenomena that determine the integrity of the physical containment barriers. At the present time, cutting edge models focus on a single aspect (discipline) of the physical system coupled with rough models of the other aspects needed to simulate the global system. But, safety analyses can be carried out based on Multiphysics and Multi-scales modelling. This Best Effort approach would give a full and accurate (High Fidelity) comprehension of the reactor core under standard and accidental situations. In this approach, the physical phenomena are simulated as accurately as possible (according to present knowledge) by coupled models in the most efficient way. For example, codes exists that are accurate modellings of Neutronics, or modellings of thermal fluid mechanics inside the core, or modellings of thermal fluid mechanics over the whole system, or modellings of thermal mechanics of the fuel pin or over the whole device structure. A Best Estimate approach would couple these models in order to realize a global and accurate modelling of the Nuclear reactor. This approach requires to define well the models that are used in order to exactly specify their limits, and hence, specify uncertainties of the coupled model results in order to assume and optimize them. It is in this context that this PhD thesis work is being undertaken. It consists in the development of a Multi-physics and multi-scale Best Estimate modelling in order to obtain an accurate analysis of Pressurized Water Reactor under standard and accidental operating situations. It mainly involves the understanding of each model and their interactions, followed by the implementation of multiphysics algorithms coupling Neutronics and Thermohydraulics at reactor scale to an accurate Thermomechanics at the elementary scale of the fuel pin. In addition, a work project has been carried out in order to prepare or improve the access to the local physical information that are needed for the implementation of multiscale coupling scheme, at the elementary scale of the fuel pin. (author)
[fr]
L'analyse de surete des reacteurs nucleaires necessite la modelisation fine des phenomenes y survenant et plus specifiquement ceux permettant d'assurer l'integrite des barrieres de confinement. Les outils de modelisation et codes actuels favorisent une analyse fine du systeme reacteur par discipline dediee, et couplee avec des modeles simplifies. Neanmoins, le developpement depuis plusieurs annees d'une approche dite 'Best Estimate', basee sur des calculs multiphysiques et multi-echelle, est en cours de realisation. Cette approche permettra d'acceder au suivi et a l'analyse detaillee de problemes complexes tels que l'etude des Reacteurs nucleaires en situation standard et accidentelle. Dans cette approche, les phenomenes physiques sont simules aussi precisement que possible (selon la connaissance actuelle) par les modeles couples. Par exemple, des codes disciplinaires existent et permettent la modelisation precise de la neutronique, de la thermohydraulique du coeur du reacteur ou de la thermohydraulique sur l'ensemble du systeme, de la thermomecanique du combustible ou des structures. Une approche 'Best Estimate' consiste a coupler ces modeles afin de realiser une modelisation globale et precise du systeme de reacteur nucleaire. Cette approche necessite de bien definir les modeles qui sont utilises afin de preciser exactement leurs limites, et donc preciser les incertitudes des resultats des modeles couples afin de les assumer et de les optimiser. C'est dans ce contexte de travail que s'inscrit cette these. Elle consiste dans le developpement d'un couplage multiphysique et multi-echelle 'Best Estimate' afin d'obtenir une analyse precise des Reacteurs a Eau Legere en situations normale et accidentelle. Elle a consiste principalement en l'analyse des modeles et de leurs interactions et a la mise en oeuvre d'un algorithme de couplage multiphysique entre une neutronique et une thermohydraulique exprimees a l'echelle du reacteur, ainsi qu'avec une thermomecanique fine a l'echelle elementaire du crayon combustible. En outre, un travail specifique a ete effectue afin de preparer ou d'ameliorer l'acces a l'information physique locale necessaire a la mise en oeuvre de modelisations couplees multi-echelles, a l'echelle du combustibleOriginal Title
Developpement de modelisations multi-physiques Best Effort pour une analyse fine des reacteurs a eau pressurisee en conditions de fonctionnement accidentel
Primary Subject
Source
7 Jul 2017; 323 p; 207 refs.; Available from the INIS Liaison Officer for France, see the INIS website for current contact and E-mail addresses; Energie Nucleaire
Record Type
Report
Literature Type
Thesis/Dissertation
Report Number
Country of publication
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INIS VolumeINIS Volume
INIS IssueINIS Issue