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Dans certains scénarios d'accidents graves, une partie de l'eau liquide peut rester piégée dans la partie en U de la branche froide du réacteur, formant ce que l'on appelle un "bouchon d'eau". Ce bouchon bloque l'écoulement dans la boucle du réacteur, mais un phénomène de convection naturelle peut alors se développer. Dans cette configuration, la vapeur chaude provenant du cœur du réacteur se refroidit dans les tubes du générateur de vapeur (GV), puis revient dans la boucle sous forme de vapeur froide, formant un écoulement à contre-courant avec la vapeur chaude. Ces écoulements à contre-courant ont été observés lors d'essais expérimentaux et simulés par des calculs de mécanique des fluides numériques (CFD). Le problème est que les codes systèmes, comme le code ASTEC, développé et utilisé pour évaluer les accidents d’installations nucléaires graves à l’IRSN, ne sont pas capables de modéliser correctement ce type d'écoulement. ASTEC traite les écoulements de manière simplifiée, en 1D, et ne peut donc pas reproduire la complexité des écoulements à contre-courant dans des tuyaux engendrés par des flux de gaz chauds et froids.

Enjeux de la modélisation des accidents : Lors d’un accident grave, le cœur du réacteur se dégrade et atteint des températures très élevées, parfois supérieures à la température de fusion de l'acier, ce qui peut provoquer la rupture des tuyaux du réacteur sous pression. Le moment et l'endroit où ces ruptures se produisent sont cruciaux pour la gestion de l'accident, car ils influencent la dépressurisation du réacteur et les fuites de gaz radioactifs. Les résultats des calculs ASTEC réalisés pour les réacteurs de 1300 MWe ont montré que dans un grand nombre de scénarios, des brèches peuvent apparaitre dans la branche chaude du réacteur. Ces brèches sont particulièrement préoccupantes car elles surviennent dans des conditions où l'écoulement à contre-courant est susceptible de se produire, ce qui remet en question la précision des calculs. Face à ce constat, il est apparu nécessaire de revoir la manière dont ces scénarios sont évalués et d'introduire de nouvelles approches pour mieux modéliser ces écoulements complexes.

Objectifs et approche de l'étude : L'objectif principal de cette étude est de mieux comprendre les conditions dans lesquelles se développent ces écoulements à contre-courant, et d'améliorer la modélisation de ces phénomènes dans les codes systèmes comme ASTEC. Pour ce faire, l'étude propose de réaliser des simulations CFD plus avancées en utilisant le code CALIF3S, capable de traiter des écoulements anisothermes (avec des différences de température importantes). La modélisation CFD prendra en compte la branche chaude du réacteur, les boîtes chaude et froide, ainsi que les tubes du générateur de vapeur. L'un des défis de cette modélisation est de représenter correctement les écoulements dans les tubes du générateur de vapeur, où le diamètre est très réduit et où l'écoulement est laminaire. Une approche hybride, combinant des calculs CFD détaillés dans certaines parties du réacteur et une modélisation plus simplifiée dans d'autres, sera utilisée pour optimiser les calculs et réduire la complexité.

Doctorat en Ingénierie Nucléaire, Mécanique des Fluides ou Domaine Connexe : Expertise en modélisation CFD et compréhension des phénomènes thermo-hydrauliques dans les réacteurs nucléaires.
Compétences en Programmation : Maîtrise des outils de simulation numérique et expérience avec les codes CFD (CALIF3S, ANSYS Fluent, OpenFoam etc.).

La diversité est une des composantes de la politique RSE, RH et Qualité de Vie au Travail à l’IRSN. Nous accordons la même considération à toutes les candidatures, sans discrimination, pour inclure tous les talents.

Quelles que soient les différences, nous souhaitons attirer, intégrer et fidéliser nos candidats et nos collaborateurs au sein d’un environnement de travail inclusif.

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