Analyse thermohydraulique transitoire lors d’une perte de réfrigérant dans un réacteur nucléaire de recherche

Abstract

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.