Analyse thermohydraulique transitoire dans un canal du coeur d’un réacteur nucléaire de recherche de type MTR

Abstract

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.