Modélisation et expériences en support à la sûreté des réacteurs nucléaires avancés pour les systèmes d'injection de vapeur
Ce travail de recherche est consacré à l'étude de l'injection de vapeur dans l'eau sous-refroidie (SISW), un procédé utilisé dans les systèmes de sécurité avancés des réacteurs nucléaires pour atténuer les conditions d'accidents sans avoir recours à des systèmes actifs. La condensation de la vapeur injectée dans l'eau plus froide assure une dissipation rapide de l'énergie et une dépressurisation du réacteur. Cela renforce la sécurité du réacteur en maintenant passivement les paramètres critiques dans les limites de sécurité. Dans ce contexte, il est important de s'appuyer sur des outils de simulation capables de reproduire les phénomènes impliqués dans le système, car ils sont utilisés pour l'analyse des accidents mais aussi pour la conception. L'objectif principal de ce travail est de comprendre la phénoménologie du système et de le modéliser dans le code CATHARE, le code de référence français utilisé pour les analyses de sûreté nucléaire thermos-hydrauliques. La première partie de ce travail comprend une vérification du code CATHARE afin d'évaluer ses capacités à simuler le processus d'injection de vapeur, d'identifier ses faiblesses et les domaines susceptibles d'être améliorés. À partir de ces résultats, l'étude du modèle de transfert thermique conduit à envisager une amélioration possible du coefficient de transfert thermique et de la surface interfaciale. Trois axes sont étudiés dans ce travail. Une première approche analytique visait à analyser comment le modèle de transfert thermique devait être modifié dans le code du système afin de mieux représenter la physique associée. Un deuxième axe était lié aux expériences. L'idée principale était d'obtenir des résultats expérimentaux afin d'étayer les améliorations des modèles précédemment identifiées. En raison d'un manque de données, une troisième approche a été étudiée, basée sur une remonté d'échelle à partir d'un code plus local et notamment le code NEPTUNE CFD. Ce travail montre la complexité de cette phénoménologie et la tentative d'obtenir une amélioration d'un code système à partir de différentes approches de R&D
Authors
- Angela Oliva
Publication Details
- Journal
- theses.fr (ABES)
- Published
- 2025-11-20
- Primary Topic
- Nuclear Engineering Thermal-Hydraulics
- Type
- article
- Field-Weighted Citation Impact
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