{"id":42925,"date":"2019-10-07T13:12:57","date_gmt":"2019-10-07T12:12:57","guid":{"rendered":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/quest-ce-que-la-generation-de-chaleur-definition\/"},"modified":"2020-02-05T13:32:43","modified_gmt":"2020-02-05T12:32:43","slug":"quest-ce-que-la-generation-de-chaleur-definition","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/fr\/quest-ce-que-la-generation-de-chaleur-definition\/","title":{"rendered":"Qu’est-ce que la g\u00e9n\u00e9ration de chaleur – D\u00e9finition"},"content":{"rendered":"
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Il est essentiel de maintenir l’\u00e9quilibre entre le taux de r\u00e9cup\u00e9ration de chaleur et le d\u00e9gagement de chaleur afin d’\u00e9viter que ces temp\u00e9ratures ne provoquent une d\u00e9faillance du combustible ou d’autres mat\u00e9riaux de structure.\u00a0G\u00e9nie thermique<\/div>\n<\/div>\n
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Production de chaleur dans les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/h2>\n

Comme il a \u00e9t\u00e9 \u00e9crit, une\u00a0centrale nucl\u00e9aire<\/strong>\u00a0(centrale nucl\u00e9aire) ressemble \u00e0 une centrale thermique standard \u00e0 une exception pr\u00e8s.\u00a0La source de chaleur dans la centrale nucl\u00e9aire est un\u00a0r\u00e9acteur nucl\u00e9aire<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Comme il est typique dans toutes les centrales thermiques conventionnelles, la chaleur est utilis\u00e9e pour g\u00e9n\u00e9rer de la vapeur qui entra\u00eene une\u00a0turbine \u00e0 vapeur<\/a>\u00a0connect\u00e9e \u00e0 un\u00a0g\u00e9n\u00e9rateur<\/a>\u00a0qui produit de l’\u00e9lectricit\u00e9.\u00a0Mais dans les centrales nucl\u00e9aires, les r\u00e9acteurs produisent une\u00a0\u00e9norme quantit\u00e9 de chaleur<\/strong>\u00a0(\u00e9nergie) dans un\u00a0faible volume<\/strong>\u00a0.\u00a0La densit\u00e9 de la production d’\u00e9nergie est\u00a0tr\u00e8s grande<\/strong>\u00a0, ce qui impose des exigences \u00e0 son\u00a0syst\u00e8me de transfert de chaleur<\/strong>\u00a0(syst\u00e8me de refroidissement du r\u00e9acteur).<\/p>\n

\"Distribution<\/a>
Dans les c\u0153urs de r\u00e9acteurs commerciaux, la distribution du flux est influenc\u00e9e de mani\u00e8re significative par de nombreux facteurs.\u00a0Simplement, il n’y a pas de cosinus et J0 dans le r\u00e9acteur de puissance commercial en mode de puissance.<\/figcaption><\/figure>\n

Pour qu’un r\u00e9acteur fonctionne en r\u00e9gime permanent, toute la chaleur d\u00e9gag\u00e9e dans le syst\u00e8me doit \u00eatre \u00e9vacu\u00e9e\u00a0aussi rapidement qu’elle est produite<\/strong>\u00a0.\u00a0Ceci est accompli en faisant passer un liquide de refroidissement liquide ou gazeux \u00e0 travers le\u00a0noyau<\/strong><\/a>\u00a0et \u00e0 travers d’autres r\u00e9gions o\u00f9 de la chaleur est g\u00e9n\u00e9r\u00e9e.\u00a0Le transfert de chaleur doit \u00eatre \u00e9gal ou sup\u00e9rieur au taux de g\u00e9n\u00e9ration de chaleur ou \u00e0 une surchauffe, sans quoi le carburant pourrait \u00eatre endommag\u00e9.\u00a0La nature et le fonctionnement de ce syst\u00e8me de refroidissement constituent l\u2019une des consid\u00e9rations les plus importantes dans la conception d\u2019un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire.<\/p>\n

Il convient de noter que, du point de vue strictement nucl\u00e9aire, il n\u2019existe th\u00e9oriquement aucune limite sup\u00e9rieure \u00e0 la puissance thermique du r\u00e9acteur, ce qui peut \u00eatre atteint par tout r\u00e9acteur critique ayant un exc\u00e8s de r\u00e9activit\u00e9 suffisant pour surmonter ses r\u00e9troactions n\u00e9gatives de temp\u00e9rature.\u00a0Dans chaque\u00a0r\u00e9acteur nucl\u00e9aire<\/a>\u00a0, il existe une\u00a0proportionnalit\u00e9 directe<\/strong>\u00a0entre le\u00a0flux de neutrons<\/strong>\u00a0<\/a>et la\u00a0puissance thermique<\/strong>\u00a0du\u00a0r\u00e9acteur<\/strong>\u00a0.\u00a0Le terme puissance thermique est g\u00e9n\u00e9ralement utilis\u00e9 car il d\u00e9signe la vitesse \u00e0 laquelle de la chaleur est produite dans le c\u0153ur du r\u00e9acteur \u00e0 la suite de\u00a0fissions<\/a>\u00a0dans le combustible.\u00a0De plus, pendant une courte p\u00e9riode, un r\u00e9acteur critique n\u2019a pas besoin d\u2019avoir un exc\u00e8s de r\u00e9activit\u00e9 \u00e9lev\u00e9, comme dans le cas d\u2019excursions rapides de la r\u00e9activit\u00e9.<\/p>\n

En bref, presque tous les r\u00e9acteurs sont capables de d\u00e9passer la capacit\u00e9 d\u2019\u00e9limination thermique de son syst\u00e8me de refroidissement.\u00a0Au-del\u00e0 de ce point, le carburant chaufferait et pourrait atteindre des temp\u00e9ratures tr\u00e8s \u00e9lev\u00e9es.\u00a0Cette situation doit \u00eatre \u00e9vit\u00e9e par l’exploitant du r\u00e9acteur et par les syst\u00e8mes de s\u00e9curit\u00e9 du r\u00e9acteur.\u00a0Il est essentiel de\u00a0maintenir l’\u00a0\u00e9quilibre entre le taux de r\u00e9cup\u00e9ration de chaleur et le d\u00e9gagement de chaleur<\/strong>\u00a0afin d’\u00e9viter que ces temp\u00e9ratures ne provoquent une d\u00e9faillance du combustible ou d’autres mat\u00e9riaux de structure.\u00a0En g\u00e9nie des r\u00e9acteurs, la thermohydraulique des r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires d\u00e9crit l\u2019effort impliquant le couplage du transfert de chaleur et de la dynamique des fluides pour obtenir le taux d\u2019\u00e9limination de chaleur souhait\u00e9 du c\u0153ur dans des conditions de fonctionnement normales et accidentelles.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

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Production de chaleur dans les \u00e9l\u00e9ments combustibles<\/h2>\n

Dans\u00a0les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/a>\u00a0, il existe une\u00a0proportionnalit\u00e9 directe<\/strong>\u00a0entre le\u00a0flux de neutrons<\/strong><\/a>et la\u00a0puissance thermique<\/strong>\u00a0du\u00a0r\u00e9acteur<\/strong>\u00a0.\u00a0Cette proportion est d\u00e9termin\u00e9e par le\u00a0taux de r\u00e9action de fission<\/strong>\u00a0par unit\u00e9 de volume (\u00a0RR = \u0424. \u03a3<\/strong>\u00a0).\u00a0La vitesse de r\u00e9action de fission dans un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire est contr\u00f4l\u00e9e par plusieurs facteurs.\u00a0Par souci de simplicit\u00e9, supposons que la\u00a0mati\u00e8re fissile<\/a>\u00a0soit uniform\u00e9ment r\u00e9partie dans le r\u00e9acteur.\u00a0Dans ce cas, les\u00a0sections transversales macroscopiques<\/a>\u00a0sont ind\u00e9pendantes de la position.\u00a0Multiplier le\u00a0taux de r\u00e9action de fission<\/strong>\u00a0par unit\u00e9 de volume (\u00a0RR = \u0424. \u03a3<\/strong>\u00a0) par le\u00a0volume total<\/strong>du c\u0153ur (V) nous donne le\u00a0nombre total de r\u00e9actions<\/strong>\u00a0survenant dans le\u00a0c\u0153ur<\/a>\u00a0du\u00a0r\u00e9acteur<\/a>\u00a0par unit\u00e9 de temps.\u00a0Mais nous savons \u00e9galement que la quantit\u00e9 d’\u00a0\u00e9nergie lib\u00e9r\u00e9e par r\u00e9action de fission<\/a>\u00a0est d’environ\u00a0200 MeV \/ fission<\/strong>\u00a0.\u00a0Maintenant, il est possible de d\u00e9terminer le\u00a0taux de lib\u00e9ration d’\u00e9nergie\u00a0<\/strong>\u00a0(puissance) due \u00e0 la r\u00e9action de fission.\u00a0Il est donn\u00e9 par l’\u00e9quation suivante:<\/p>\n

P = RR.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V = \u0424.\u00a0\u03a3\u00a0<\/strong>f<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V = \u0424.\u00a0N\u00a0<\/strong>U235<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0\u03c3\u00a0<\/strong>f\u00a0<\/sub><\/strong>235<\/sup><\/strong>\u00a0.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V<\/strong><\/p>\n

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o\u00f9:<\/span><\/p>\n

P – puissance du r\u00e9acteur (MeV.s\u00a0<\/span><\/strong>-1<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0)<\/span><\/strong><\/p>\n

\u0424 – flux neutronique (neutrons.cm\u00a0<\/span><\/strong>-2<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0.s\u00a0<\/span><\/strong>-1<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0)<\/span><\/strong><\/p>\n

\u03c3 – section microscopique (cm\u00a0<\/span><\/strong>2<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0)<\/span><\/strong><\/p>\n

N – densit\u00e9 du nombre atomique (atomes.cm\u00a0<\/span><\/strong>-3<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0)<\/span><\/strong><\/p>\n

Er – l’\u00e9nergie moyenne r\u00e9cup\u00e9rable par fission (MeV \/ fission)<\/span><\/strong><\/p>\n

V – volume total du c\u0153ur (m\u00a0<\/span><\/strong>3<\/span><\/sup><\/strong> )<\/span><\/strong><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

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En g\u00e9n\u00e9ral, la\u00a0<\/span>fission nucl\u00e9aire<\/span><\/strong><\/a>\u00a0entra\u00eene la lib\u00e9ration d’\u00a0<\/span>\u00e9normes quantit\u00e9s d’\u00a0<\/span>\u00e9nergie<\/span><\/a><\/strong>\u00a0.\u00a0La quantit\u00e9 d’\u00e9nergie\u00a0<\/span>d\u00e9pend fortement<\/span><\/strong>\u00a0du noyau \u00e0 fissionner et d\u00e9pend \u00e9galement fortement de l’\u00a0<\/span>\u00e9nergie cin\u00e9tique d’un neutron incident<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0Pour calculer la puissance d’un r\u00e9acteur, il est n\u00e9cessaire de pouvoir identifier avec pr\u00e9cision les\u00a0<\/span>composants individuels de cette \u00e9nergie<\/span><\/strong>\u00a0.\u00a0Dans un premier temps, il est important de faire la distinction entre\u00a0<\/span>l’\u00e9nergie totale lib\u00e9r\u00e9e<\/span><\/strong>\u00a0et\u00a0<\/span>l’\u00e9nergie qui peut \u00eatre r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e dans un\u00a0<\/span><\/strong>r\u00e9acteur<\/span><\/strong><\/a>\u00a0.<\/span><\/p>\n

\"Lib\u00e9ration<\/a>L’\u00e9nergie totale lib\u00e9r\u00e9e<\/span><\/strong>\u00a0dans la fission peut \u00eatre calcul\u00e9e \u00e0 partir des \u00e9nergies de liaison du noyau cible initial \u00e0 fissionner et des \u00e9nergies de liaison des\u00a0<\/span>produits<\/span><\/a>\u00a0de\u00a0fission<\/a>\u00a0.\u00a0Mais toute l’\u00e9nergie totale ne peut pas \u00eatre r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e dans un r\u00e9acteur.\u00a0Par exemple,\u00a0<\/span>environ 10 MeV<\/span><\/strong>\u00a0sont lib\u00e9r\u00e9s sous forme de\u00a0<\/span>neutrinos<\/span><\/a>\u00a0(en fait des\u00a0<\/span>antineutrinos<\/span><\/a>\u00a0).\u00a0\u00c9tant donn\u00e9 que les neutrinos interagissent faiblement (avec une section efficace extr\u00eamement faible de toute interaction), ils ne contribuent pas \u00e0 l’\u00e9nergie qui peut \u00eatre r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e dans un r\u00e9acteur.<\/span><\/p>\n

Comme le montre le tableau,\u00a0<\/span>l’\u00e9nergie totale lib\u00e9r\u00e9e<\/span><\/strong>\u00a0dans un r\u00e9acteur est d’\u00a0<\/span>environ 210 MeV<\/span><\/strong>\u00a0par\u00a0fission de\u00a0<\/a><\/span>235<\/span><\/sup>\u00a0U<\/span><\/a>\u00a0, r\u00e9partie comme indiqu\u00e9 dans le tableau.\u00a0Dans un r\u00e9acteur,\u00a0<\/span>l’\u00e9nergie r\u00e9cup\u00e9rable moyenne<\/span><\/strong>\u00a0par fission est d’\u00a0<\/span>environ 200 MeV<\/span><\/strong>\u00a0, soit l’\u00e9nergie totale moins l’\u00e9nergie de l’\u00e9nergie des\u00a0<\/span>antineutrinos<\/span><\/a>\u00a0qui sont rayonn\u00e9s.\u00a0Cela signifie que d’\u00a0<\/span>environ 3,1\u00a0<\/span><\/strong>\u22c5\u00a0<\/span><\/strong>10\u00a0<\/span><\/strong>10<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0fissions par seconde<\/span><\/strong>\u00a0sont n\u00e9cessaires pour produire une puissance de\u00a0<\/span>1 W<\/span><\/strong>\u00a0.\u00a0\u00c9tant donn\u00e9\u00a0qu’un\u00a0<\/span>gramme<\/span><\/strong>\u00a0de toute\u00a0<\/span>mati\u00e8re fissile<\/span><\/a>\u00a0contient environ\u00a0<\/span>2,5 x 10\u00a0<\/span><\/strong>21<\/span><\/sup><\/strong>\u00a0noyaux<\/span><\/strong>, la fission de 1 gramme de mati\u00e8re fissile produit\u00a0<\/span>environ 1 m\u00e9gawatt-jour (MWd)<\/span><\/strong>\u00a0d’\u00e9nergie thermique.<\/span><\/p>\n

\"\u00c9nergie<\/a>
Sources d’\u00e9nergie thermique dans le fonctionnement \u00e9lectrique d’un r\u00e9acteur \u00e0 eau sous pression<\/span><\/figcaption><\/figure>\n

Comme le montre la description des composants individuels de l’\u00e9nergie totale d\u00e9gag\u00e9e lors de la r\u00e9action de fission,\u00a0<\/span>une quantit\u00e9 importante d’\u00e9nergie est g\u00e9n\u00e9r\u00e9e \u00e0 l’ext\u00e9rieur du\u00a0<\/span><\/strong>combustible nucl\u00e9aire<\/span><\/strong><\/a>\u00a0(\u00e0 l’ext\u00e9rieur des crayons combustibles).\u00a0En particulier, l’\u00e9nergie cin\u00e9tique des\u00a0<\/span>neutrons rapides<\/span><\/a>\u00a0est largement g\u00e9n\u00e9r\u00e9e\u00a0<\/span>dans le liquide de refroidissement (\u00a0<\/span><\/strong>mod\u00e9rateur<\/span><\/strong><\/a>\u00a0)<\/span><\/strong>\u00a0.\u00a0Ce ph\u00e9nom\u00e8ne doit \u00eatre inclus dans les calculs nucl\u00e9aires.<\/span><\/p>\n

\"R\u00e9flecteur<\/a>
R\u00e9flecteur de neutrons \u00e0 l’int\u00e9rieur d’un c\u0153ur de r\u00e9acteur de LWR.\u00a0Ce n’est qu’un exemple illustratif.<\/span><\/figcaption><\/figure>\n

Pour le\u00a0<\/span>LWR<\/span><\/a>\u00a0, il est g\u00e9n\u00e9ralement admis\u00a0<\/span>qu’environ 2,5%<\/span><\/strong>\u00a0de l’\u00e9nergie totale est r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e\u00a0<\/span>dans le mod\u00e9rateur<\/span><\/strong>\u00a0.\u00a0Cette fraction d’\u00e9nergie d\u00e9pend des mat\u00e9riaux, de leur disposition \u00e0 l’int\u00e9rieur du r\u00e9acteur et donc du type de r\u00e9acteur.<\/span><\/p>\n

Il doit \u00e9galement \u00eatre ajout\u00e9, les autres composants internes du r\u00e9acteur doivent \u00e9galement \u00eatre suffisamment refroidis afin d’\u00e9viter la surchauffe de leurs mat\u00e9riaux de construction.\u00a0L’un des composants les plus expos\u00e9s est le\u00a0<\/span>r\u00e9flecteur \u00e0 neutrons<\/span><\/a>\u00a0, en particulier le r\u00e9flecteur lourd.\u00a0Tout en agissant comme un bouclier neutronique, le r\u00e9flecteur lourd est chauff\u00e9 en raison de l’absorption du\u00a0\u00a0<\/span>rayonnement gamma<\/span><\/a>\u00a0.\u00a0Afin d’\u00e9viter une surchauffe, la chaleur dans le r\u00e9flecteur est \u00e9vacu\u00e9e par l’eau circulant dans les canaux de refroidissement perc\u00e9s \u00e0 travers le r\u00e9flecteur.<\/span><\/p>\n

Voir aussi:\u00a0<\/span>Lib\u00e9ration d’\u00e9nergie par fission<\/span><\/a><\/p>\n

Voir aussi: <\/span>Chaleur r\u00e9siduelle<\/a><\/span><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

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Distribution d’\u00e9nergie dans les c\u0153urs de r\u00e9acteurs conventionnels<\/span><\/h2>\n

Il convient de noter que la forme du flux d\u00e9riv\u00e9e de la\u00a0<\/span>th\u00e9orie<\/span><\/a>\u00a0de la\u00a0diffusion<\/a>\u00a0n’est qu’un cas th\u00e9orique dans un\u00a0r\u00e9acteur cylindrique\u00a0<\/span>homog\u00e8ne<\/span><\/strong>\u00a0uniforme\u00a0\u00e0 de faibles niveaux de puissance (\u00e0 \u00ab\u00a0<\/span>criticit\u00e9 de puissance nulle<\/span><\/strong>\u00a0\u00bb).\u00a0Nous avons implicitement suppos\u00e9 que le c\u0153ur compos\u00e9 de milliers d’\u00e9l\u00e9ments combustibles et de contr\u00f4le, de liquide de refroidissement et de structure peut \u00eatre repr\u00e9sent\u00e9 par un m\u00e9lange homog\u00e8ne efficace.\u00a0Il s’agit d’une\u00a0<\/span>hypoth\u00e8se tr\u00e8s forte<\/span><\/strong>\u00a0, car elle ne prend pas en compte l’h\u00e9t\u00e9rog\u00e9n\u00e9it\u00e9 d’un noyau.<\/span><\/p>\n

Voir aussi:\u00a0<\/span>\u00c9quation de diffusion – R\u00e9acteur cylindrique fini<\/span><\/a><\/p>\n

Dans les c\u0153urs de r\u00e9acteurs commerciaux, la distribution du flux est consid\u00e9rablement influenc\u00e9e par de nombreux facteurs.\u00a0L’un des aspects les plus importants est l’\u00a0<\/span>h\u00e9t\u00e9rog\u00e9n\u00e9it\u00e9 de l’ensemble combustible-mod\u00e9rateur.\u00a0<\/span><\/strong>Ce probl\u00e8me est tr\u00e8s complexe et est d\u00e9crit s\u00e9par\u00e9ment dans:<\/span><\/p>\n

Voir aussi:\u00a0<\/span>Distribution d’\u00e9nergie<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

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Limites thermiques<\/span><\/h2>\n

La temp\u00e9rature dans un r\u00e9acteur en fonctionnement varie d’un point \u00e0 l’autre du syst\u00e8me.\u00a0En cons\u00e9quence, il y a toujours\u00a0<\/span>un crayon combustible<\/span><\/strong>\u00a0et\u00a0<\/span>un volume local<\/span><\/strong>\u00a0, qui sont\u00a0<\/span>plus chauds<\/span><\/strong>\u00a0que tous les autres.\u00a0Afin de limiter ces\u00a0<\/span>endroits chauds,<\/span><\/strong>\u00a0les\u00a0<\/span>limites de puissance de cr\u00eate<\/span><\/strong>\u00a0doivent \u00eatre introduites.\u00a0Les limites de puissance de cr\u00eate sont associ\u00e9es \u00e0 des ph\u00e9nom\u00e8nes tels que le d\u00e9part de l’\u00e9bullition nucl\u00e9\u00e9e et aux conditions qui pourraient provoquer la fonte des pastilles de combustible.<\/span><\/p>\n

Par cons\u00e9quent, la distribution d’\u00e9nergie dans le c\u0153ur doit \u00eatre correctement limit\u00e9e.\u00a0Ces limitations sont g\u00e9n\u00e9ralement divis\u00e9es en deux cat\u00e9gories de base:<\/span><\/p>\n