Stage Bac+5 Simulations Cfd Diphasique d'Un Aprp H/F ASNR (Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection)

Dans un réacteur nucléaire de type REP, le circuit primaire assure le refroidissement du coeur en faisant circuler de l'eau sous pression autour des crayons combustibles. Le maintien de ce refroidissement est essentiel pour garantir la sûreté de l'installation.
Parmi les situations accidentelles étudiées en sûreté nucléaire, l'accident de perte de réfrigérant primaire (APRP) constitue un scénario de référence. Il correspond à la rupture d'une partie du circuit primaire, provoquant une fuite d'eau.
Lors d'un tel accident, la quantité d'eau et la pression dans le circuit diminuent, entraînant de l'ébullition dans le coeur et un écoulement diphasique complexe dans l'ensemble du circuit. Le système d'injection de sécurité (RIS) se déclenche alors pour compenser une partie de la perte de réfrigérant par une injection d'eau froide. Plusieurs phénomènes physiques interviennent alors simultanément : condensation, flashing (ébullition rapide due à la baisse de pression), frottement interfacial liquide-vapeur, et frottement pariétal. Ces mécanismes conditionnent directement la quantité d'eau qui atteint le coeur, et donc l'état de sûreté du réacteur.

Les outils de calcul dits système, comme CATHARE, permettent de simuler l'ensemble du réacteur et d'évaluer globalement l'évolution de l'accident, mais ils ne fournissent pas une description locale détaillée des écoulements. À l'inverse, les approches CFD (Computational Fluid Dynamics) offrent une vision fine des phénomènes diphasiques, mais sont trop coûteuses pour être appliquées à l'échelle d'un réacteur complet.
Une approche complémentaire consiste donc à :
1. Utiliser les simulations système pour déterminer les conditions aux limites entre le RIS et le coeur du réacteur,
2. A partir de ces conditions limites, réaliser des simulations CFD ciblées sur cette partie dite descente annulaire pour mieux comprendre les écoulements locaux.
Le code Neptune_CFD, spécifiquement développé pour les écoulements diphasiques dans un contexte nucléaire, sera utilisé dans ce cadre.
Le stage proposé vise à :
1. Valider l'utilisation de Neptune_CFD pour ce type de scénario accidentel dans la descente annulaire à partir de maquettes expérimentales représentatives (expériences DYNAS et SUDO).
2. Appliquer le code CFD dans une descente annulaire représentative d'un réacteur nucléaire, en utilisant comme conditions limites les résultats issus de calculs systèmes réalisés en amont du stage.