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Jul- 2024 -GRETh News
CLIQUEZ ICI POUR ACCÉDER AU RAPPORT Ce nouveau Rapport Technique du GRETh a pour objectif de répertorier et détailler les différentes méthodes de calculs de coefficients d'échange thermique diphasiques au sein d’échangeurs, et plus spécifiquement dans le cas d’écoulements de…
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Newsletters
Cette newsletter de juillet 2024 est articulée autour des rubriques suivantes ...
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Documents
Résumé : Il a été mis en évidence, suite à l’analyse de la littérature existante, que le nombre de travaux menés à propos des phénomènes de transfert de chaleur diphasiques, et plus spécifiquement dans le cas de mélanges de fluides,…
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Keywords : #coefficient d’échange, #condensation, #corrélations, #écoulement diphasique, #évaporation, #Macro canal, #Mélanges de fluide, #Micro canal, #Mini-canal, #Tansfert de chaleur -
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GRETh News
L’évènement incontournable sur les Échangeurs et Systèmes Thermiques 20 et 21 Novembre 2024 – Aix les bains Technologies d’échangeurs & systèmes thermique innovants Recherches & Innovations Intensification des transferts de chaleur Nouveaux projets SMR Retours d’expérience Fabrication additive Activités de…
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Keywords : #Absorption, #Cycle moteur, #expérimentation, #Froid, #simulation -
Jun- 2024 -Documents
Summary : Two-phase flow-induced vibrations is a phenomenon that occurs when two-phase gas-liquid flows encounter mechanical systems such as pipes, tubes, or heat exchangers. This dynamic interaction between the fluid flow and the structural components can lead to various types of vibrations, which can have detrimental effects on the integrity and performance of the system.
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Keywords : #CFD, #Faisceau de tubes, #régime d'écoulement, #Vibrations induites par l'écoulement -
Documents
Summary : The study of rapid transient boiling is an important issue in the nuclear safety. Such a phenomenon may occur in the case of a RIA (Reactivity Initiated Accident) in the core of a nuclear reactor powerplant, where a power excursion can trigger the formation of a vapour film around the fuel rod, leading to an important rise of the rod temperature and a risk of failure. Some studies in reactor conditions provided transient boiling curves but the modeling lacks of reliability.
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Documents
Summary : In Pressurized Water Reactors (PWR), the heat released by the nuclear fuel is transferred to the water flowing in the primary circuit, which is pressurized at 150 bar to avoid boiling. However, water can sometimes reach the Onset of Nucleate Boiling (ONB) under accident conditions that can further lead to the Boiling Crisis.
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Documents
Résumé : La prédiction des transferts de chaleur en ébullition nucléée est un problème ouvert. La CFD permet des simulations a échelle industrielle, mais nécessite des modélisations de ces transferts. Aujourd’hui, les modèles les plus élaborés sont basés sur une…
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Keywords : #Ébullition Nucléée, #microgravité, #Simulation Numérique Directe