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Etude du couplage neutronique-thermohydraulique dans les coeurs RNR-Na hétérogènes

Mathématiques - Analyse numérique - Simulation Sciences pour l’ingénieur

Résumé du sujet

Dans le cadre du développement du prototype ASTRID (Advanced Sodium Test Reactor for Industrial Demonstration) un processus de mise à jour des méthodes de calcul du cœur est initié. Ces méthodes bénéficieront du développement des calculs à hautes performances ainsi que des capacités de couplage avancé des codes de nouvelle génération. L’objectif est d’intégrer ces méthodes dans les démonstrations de sûreté à venir avec en particulier les méthodes couplées neutronique, thermo-hydraulique et physique du combustible.
Parmi ces méthodes, les couplages neutronique/thermo-hydrauliques diphasiques sont envisagés en particulier pour les études de sûreté de type :
• Perte de réfrigérant (Loss Of Flow transients)
• Passage d’incondensables gazeux
Ces couplages sont particulièrement pertinents pour l’analyse de réacteurs hétérogènes (exemple du réacteur CFV) dont la démonstration de sûreté repose en partie sur un calcul fidèle des fuites neutroniques.

Laboratoire

Département de Modélisation des Systèmes et Structures
Service des Réacteurs et de Mathématiques Appliquées
Laboratoire de Protection d’Etudes et de Conception
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