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Auteur Kamel Sidi Ali |
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Faire une suggestion Affiner la rechercheAmélioration des performances de refroidissement d’un combustible d’un réacteur nucléaire à gaz / Fawzi Zouiter (2024)
Titre : Amélioration des performances de refroidissement d’un combustible d’un réacteur nucléaire à gaz Type de document : document électronique Auteurs : Fawzi Zouiter, Auteur ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse ; Khaoula Ikhlef, Directeur de thèse Editeur : [S.l.] : [s.n.] Année de publication : 2024 Importance : 1 fichier PDF (4.7 Mo) Note générale :
Mode d'accès : accès au texte intégral par intranet.
Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2024
Bibliogr. p. 56-57. - Annexes
Mémoire confidentiel 5 ans jusqu'à Juillet 2029Langues : Français (fre) Mots-clés : Réacteurs nucléaires
Simulation numérique
ANSYS Fluent
VHTRIndex. décimale : PH01124 Résumé :
Ce mémoire porte sur l’amélioration des performances de refroidissement du combustible dans le réacteur nucléaire à gaz PMR600 de 600 MW, représentatif de la quatrième génération de réacteurs nucléaires. À travers une approche intégrée de modélisation et de simulation numérique, notamment avec ANSYS Fluent, l’étude analyse les phénomènes thermohydrauliques pour optimiser l’efficacité du réacteur. Les résultats visent à identifier des pistes d’optimisation pour le refroidissement, contribuant ainsi à la durabilité et aux technologies nucléaires modernes.Amélioration des performances de refroidissement d’un combustible d’un réacteur nucléaire à gaz [document électronique] / Fawzi Zouiter, Auteur ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse ; Khaoula Ikhlef, Directeur de thèse . - [S.l.] : [s.n.], 2024 . - 1 fichier PDF (4.7 Mo).
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Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2024
Bibliogr. p. 56-57. - Annexes
Mémoire confidentiel 5 ans jusqu'à Juillet 2029
Langues : Français (fre)
Mots-clés : Réacteurs nucléaires
Simulation numérique
ANSYS Fluent
VHTRIndex. décimale : PH01124 Résumé :
Ce mémoire porte sur l’amélioration des performances de refroidissement du combustible dans le réacteur nucléaire à gaz PMR600 de 600 MW, représentatif de la quatrième génération de réacteurs nucléaires. À travers une approche intégrée de modélisation et de simulation numérique, notamment avec ANSYS Fluent, l’étude analyse les phénomènes thermohydrauliques pour optimiser l’efficacité du réacteur. Les résultats visent à identifier des pistes d’optimisation pour le refroidissement, contribuant ainsi à la durabilité et aux technologies nucléaires modernes.Réservation
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Titre : Analyse énergétique et de sûreté des transitoires dans un réacteur nucléaire de recherche utilisant un combustible à plaques Type de document : document électronique Auteurs : Hadjer Hocine, Auteur ; Smaili, Arezki, Directeur de thèse ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse Editeur : [S.l.] : [s.n.] Année de publication : 2023 Importance : 1 fichier PDF (19 Mo) Présentation : ill. Note générale : Mode d'accès : accès au texte intégral par intranet.
Mémoire de Projet de Fin d’Études : Génie mécanique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2023.
Bibliogr. p. 81-82. - Annexes p. 83-94Langues : Français (fre) Mots-clés : Réacteur nucléaire de recherche
Crise d’ébullition
Combustible plaque
CFDIndex. décimale : PM00523 Résumé : La sûreté d’un réacteur nucléaire dépend principalement du bon fonctionnement du circuit de refroidissement. En effet, toute défaillance à ce niveau peut endommager l’intégrité du réacteur. Un problème courant qui peut entraîner une telle défaillance est le blocage de l’écoulement dans les canaux de refroidissement. Afin de mieux comprendre ce phénomène, une étude a été réalisée pour examiner le fonctionnement normal du réacteur ainsi que les accidents liés au blocage. L’évolution des paramètres thermohydrauliques a été calculée pour le fonctionnement stationnaire du réacteur en premier lieu. Par la suite, configurations différentes de blocage, représentant 80% de la section du canal, ont été simulées en l’absence de protection. L’objectif était de déterminer la configuration
de blocage la plus défavorable. De plus, des simulations ont été effectuées pour étudier les propriétés de l’écoulement en mode transitoire, en tenant compte des systèmes de protection, afin d’analyser l’évacuation de la chaleur résiduelle lors d’un blocage.Analyse énergétique et de sûreté des transitoires dans un réacteur nucléaire de recherche utilisant un combustible à plaques [document électronique] / Hadjer Hocine, Auteur ; Smaili, Arezki, Directeur de thèse ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse . - [S.l.] : [s.n.], 2023 . - 1 fichier PDF (19 Mo) : ill.
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Mémoire de Projet de Fin d’Études : Génie mécanique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2023.
Bibliogr. p. 81-82. - Annexes p. 83-94
Langues : Français (fre)
Mots-clés : Réacteur nucléaire de recherche
Crise d’ébullition
Combustible plaque
CFDIndex. décimale : PM00523 Résumé : La sûreté d’un réacteur nucléaire dépend principalement du bon fonctionnement du circuit de refroidissement. En effet, toute défaillance à ce niveau peut endommager l’intégrité du réacteur. Un problème courant qui peut entraîner une telle défaillance est le blocage de l’écoulement dans les canaux de refroidissement. Afin de mieux comprendre ce phénomène, une étude a été réalisée pour examiner le fonctionnement normal du réacteur ainsi que les accidents liés au blocage. L’évolution des paramètres thermohydrauliques a été calculée pour le fonctionnement stationnaire du réacteur en premier lieu. Par la suite, configurations différentes de blocage, représentant 80% de la section du canal, ont été simulées en l’absence de protection. L’objectif était de déterminer la configuration
de blocage la plus défavorable. De plus, des simulations ont été effectuées pour étudier les propriétés de l’écoulement en mode transitoire, en tenant compte des systèmes de protection, afin d’analyser l’évacuation de la chaleur résiduelle lors d’un blocage.Réservation
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HOCINE.Hadjer.pdfURL
Titre : Analyse thermohydraulique transitoire dans un canal du coeur d’un réacteur nucléaire de recherche de type MTR Type de document : document électronique Auteurs : Yasmine Salima Bensemmane, Auteur ; Ouarda Tihal, Auteur ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse ; Saâdia Benmamar, Directeur de thèse Editeur : [S.l.] : [s.n.] Année de publication : 2021 Importance : 1 fichier PDF (9.33 Mo) Présentation : ill. Note générale : Mode d'accès : accès au texte intégral par intranet.
Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2021
Bibliogr. f. 121- 123 .- Annexe f. 124 - 149Langues : Français (fre) Mots-clés : Thermohydraulique réacteur nucléaire combustible plaque CFD LOFA Index. décimale : PH00221 Résumé : Afin d’assurer la sûreté des réacteurs nucléaires de recherche, la détermination de leurs caractéristiques thermohydrauliques nécessite un suivi permanent de certaines grandeurs physiques telles que la pression, la température et les flux de chaleur qui règnent dans leurs coeur. Ainsi, pour avoir une évolution correcte de ces grandeurs physiques un programme informatique en 1D et des simulations CFD en régime stationnaire et transitoire en 2D et 3D ont été établi. Le canal du coeur du réacteur nucléaire de recherche est étudié et les températures du caloporteur, de la gaine et de la chair sont calculées. Les simulations transitoires reproduise un accident LOFA (Loss Of Flow Accident) dans le but de bien dimensionner les pompe redondantes des système de protection. L’ONB (onset of nucleate boiling) est vérifié dans toutes les simulations. Analyse thermohydraulique transitoire dans un canal du coeur d’un réacteur nucléaire de recherche de type MTR [document électronique] / Yasmine Salima Bensemmane, Auteur ; Ouarda Tihal, Auteur ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse ; Saâdia Benmamar, Directeur de thèse . - [S.l.] : [s.n.], 2021 . - 1 fichier PDF (9.33 Mo) : ill.
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Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2021
Bibliogr. f. 121- 123 .- Annexe f. 124 - 149
Langues : Français (fre)
Mots-clés : Thermohydraulique réacteur nucléaire combustible plaque CFD LOFA Index. décimale : PH00221 Résumé : Afin d’assurer la sûreté des réacteurs nucléaires de recherche, la détermination de leurs caractéristiques thermohydrauliques nécessite un suivi permanent de certaines grandeurs physiques telles que la pression, la température et les flux de chaleur qui règnent dans leurs coeur. Ainsi, pour avoir une évolution correcte de ces grandeurs physiques un programme informatique en 1D et des simulations CFD en régime stationnaire et transitoire en 2D et 3D ont été établi. Le canal du coeur du réacteur nucléaire de recherche est étudié et les températures du caloporteur, de la gaine et de la chair sont calculées. Les simulations transitoires reproduise un accident LOFA (Loss Of Flow Accident) dans le but de bien dimensionner les pompe redondantes des système de protection. L’ONB (onset of nucleate boiling) est vérifié dans toutes les simulations. Réservation
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Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité Spécialité Etat_Exemplaire EP00312 PH00221 Ressources électroniques Bibliothèque centrale Projet Fin d'Etudes Disponible Hydraulique Consultation sur place/Téléchargeable Documents numériques
BENSEMMANE.Yasmine-Salima_TIHAL.Ouarda.pdfURL
Titre : Analyse thermohydraulique transitoire lors d’une perte de réfrigérant dans un réacteur nucléaire de recherche Type de document : document électronique Auteurs : Ines Khalla, Auteur ; Hanane Djellouadji, Auteur ; Saâdia Benmamar, Directeur de thèse ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse Editeur : [S.l.] : [s.n.] Année de publication : 2023 Importance : 1 fichier PDF (3.4 Mo) Présentation : ill. Note générale : Mode d'accès : accès au texte intégral par intranet.
Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2023.
Bibliogr. p. 65-66. - AnnexesLangues : Français (fre) Mots-clés : Réacteur nucléaire
Thermohydraulique
Puissance résiduelle
LOCA
CFDIndex. décimale : PH00923 Résumé : Ce travail met en évidence l’importance de garantir la sûreté des réacteurs nucléaires lors d’un accident de perte de réfrigérant primaire (LOCA). Des analyses thermohydrauliques approfondies sont effectuées à l’aide des codes de la dynamique des fluides numériques (Computational Fluid Dynamics, CFD) pour prévoir et évaluer les conséquences d’un tel accident. Ces études permettent de modéliser le comportement du réacteur en cas d’accident, en analysant des paramètres clés tels que la pression, la température et les flux de chaleur. Une attention particulière a été portée sur l’analyse du canal du cœur du réacteur nucléaire , en prenant en compte les interactions complexes entre les composants.
De plus, la puissance résiduelle du réacteur, générée par la radioactivité du combustible nucléaire, est également prise en compte.Analyse thermohydraulique transitoire lors d’une perte de réfrigérant dans un réacteur nucléaire de recherche [document électronique] / Ines Khalla, Auteur ; Hanane Djellouadji, Auteur ; Saâdia Benmamar, Directeur de thèse ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse . - [S.l.] : [s.n.], 2023 . - 1 fichier PDF (3.4 Mo) : ill.
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Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2023.
Bibliogr. p. 65-66. - Annexes
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Mots-clés : Réacteur nucléaire
Thermohydraulique
Puissance résiduelle
LOCA
CFDIndex. décimale : PH00923 Résumé : Ce travail met en évidence l’importance de garantir la sûreté des réacteurs nucléaires lors d’un accident de perte de réfrigérant primaire (LOCA). Des analyses thermohydrauliques approfondies sont effectuées à l’aide des codes de la dynamique des fluides numériques (Computational Fluid Dynamics, CFD) pour prévoir et évaluer les conséquences d’un tel accident. Ces études permettent de modéliser le comportement du réacteur en cas d’accident, en analysant des paramètres clés tels que la pression, la température et les flux de chaleur. Une attention particulière a été portée sur l’analyse du canal du cœur du réacteur nucléaire , en prenant en compte les interactions complexes entre les composants.
De plus, la puissance résiduelle du réacteur, générée par la radioactivité du combustible nucléaire, est également prise en compte.Réservation
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Code-barres Cote Support Localisation Section Disponibilité Spécialité Etat_Exemplaire EP00668 PH00923 Ressources électroniques Bibliothèque centrale Projet Fin d'Etudes Disponible Hydraulique Téléchargeable Documents numériques
KHALLA.Ines_DJELLOUADJI.Hanane.pdfURL
Titre : Approche analytique et par CFD de la thermohydraulique d’un HTR-PM Type de document : document électronique Auteurs : Amelia Ighrayene, Auteur ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse ; Khaoula Ikhlef, Directeur de thèse Editeur : [S.l.] : [s.n.] Année de publication : 2024 Importance : 1 fichier PDF (6 Mo) Note générale :
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Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2024
Bibliogr. p. 64-65. - Annexes
Mémoire confidentiel 5 ans jusqu'à Juillet 2029Langues : Français (fre) Mots-clés : ANSYS
Approche analytique
Approche numérique
Réacteur nucléaire
Transfert de chaleur
Transfer de fluideIndex. décimale : PH00424 Résumé :
Les réacteurs à haute température modulaire (HTR-PM) jouent un rôle significatif dans la production d’énergie durable et sécurisée grâce à leur capacité à fonctionner à des températures élevées. Ce projet de fin d’études examine les mécanismes de transfert de chaleur et de fluides dans les HTR-PM et à déterminer parmi quatre fluides différents le caloporteur le plus optimal, en utilisant des approches analytiques et numériques. Les résultats analytiques ont permis de tracer le nombre de Nusselt et le flux de chaleur, offrant des informations sur le transfert thermique du réacteur ainsi que déterminer le fluide optimal. Les simulations CFD réalisées avec ANSYS ont illustré la distribution de la pression et de la température, identifiant les zones critiques pour la sécurité opérationnelle. L’étude démontre la complémentarité des méthodes analytiques et numériques pour optimiser la performance des HTR-PM.Approche analytique et par CFD de la thermohydraulique d’un HTR-PM [document électronique] / Amelia Ighrayene, Auteur ; Kamel Sidi Ali, Directeur de thèse ; Khaoula Ikhlef, Directeur de thèse . - [S.l.] : [s.n.], 2024 . - 1 fichier PDF (6 Mo).
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Mémoire de Projet de Fin d’Études : Hydraulique : Alger, École Nationale Polytechnique : 2024
Bibliogr. p. 64-65. - Annexes
Mémoire confidentiel 5 ans jusqu'à Juillet 2029
Langues : Français (fre)
Mots-clés : ANSYS
Approche analytique
Approche numérique
Réacteur nucléaire
Transfert de chaleur
Transfer de fluideIndex. décimale : PH00424 Résumé :
Les réacteurs à haute température modulaire (HTR-PM) jouent un rôle significatif dans la production d’énergie durable et sécurisée grâce à leur capacité à fonctionner à des températures élevées. Ce projet de fin d’études examine les mécanismes de transfert de chaleur et de fluides dans les HTR-PM et à déterminer parmi quatre fluides différents le caloporteur le plus optimal, en utilisant des approches analytiques et numériques. Les résultats analytiques ont permis de tracer le nombre de Nusselt et le flux de chaleur, offrant des informations sur le transfert thermique du réacteur ainsi que déterminer le fluide optimal. Les simulations CFD réalisées avec ANSYS ont illustré la distribution de la pression et de la température, identifiant les zones critiques pour la sécurité opérationnelle. L’étude démontre la complémentarité des méthodes analytiques et numériques pour optimiser la performance des HTR-PM.Réservation
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