L'Autorité de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire est un acteur de premier plan dans les domaines des activités nucléaires et de la radioprotection, à la fois centre de recherche et pôle d'expertise pluridisciplinaire.
Pour ce stage vous intégrerez Le Laboratoire de Statistique et des Méthodes Avancées (LSMA) situé à Cadarache, près d'Aix-en-Provence, qui développe la connaissance concernant les méthodologies dites « avancées » ou « amont » permettant d'étudier et modéliser la thermohydraulique, les échanges thermiques dans les principaux composants des réacteurs nucléaires, le comportement thermomécanique des matériaux et leur vieillissement, et ainsi que l'interaction entre ces phénomènes.

Dans un réacteur nucléaire de type REP, le circuit primaire assure le refroidissement du cœur en faisant circuler de l'eau sous pression autour des crayons combustibles. Le maintien de ce refroidissement est essentiel pour garantir la sûreté de l'installation.
Parmi les situations accidentelles étudiées en sûreté nucléaire, l'accident de perte de réfrigérant primaire (APRP) constitue un scénario de référence. Il correspond à la rupture d'une partie du circuit primaire, provoquant une fuite d'eau.
Lors d'un tel accident, la quantité d'eau et la pression dans le circuit diminuent, entraînant de l'ébullition dans le cœur et un écoulement diphasique complexe dans l'ensemble du circuit. Le système d'injection de sécurité (RIS) se déclenche alors pour compenser une partie de la perte de réfrigérant par une injection d'eau froide. Plusieurs phénomènes physiques interviennent alors simultanément : condensation, flashing (ébullition rapide due à la baisse de pression), frottement interfacial liquide-vapeur, et frottement pariétal. Ces mécanismes conditionnent directement la quantité d'eau qui atteint le cœur, et donc l'état de sûreté du réacteur.

Les outils de calcul dits système, comme CATHARE, permettent de simuler l'ensemble du réacteur et d'évaluer globalement l'évolution de l'accident, mais ils ne fournissent pas une description locale détaillée des écoulements. À l'inverse, les approches CFD (Computational Fluid Dynamics) offrent une vision fine des phénomènes diphasiques, mais sont trop coûteuses pour être appliquées à l'échelle d'un réacteur complet.
Une approche complémentaire consiste donc à :
1. Utiliser les simulations système pour déterminer les conditions aux limites entre le RIS et le cœur du réacteur,
2. A partir de ces conditions limites, réaliser des simulations CFD ciblées sur cette partie dite descente annulaire pour mieux comprendre les écoulements locaux.
Le code Neptune_CFD, spécifiquement développé pour les écoulements diphasiques dans un contexte nucléaire, sera utilisé dans ce cadre.
Le stage proposé vise à :
1. Valider l'utilisation de Neptune_CFD pour ce type de scénario accidentel dans la descente annulaire à partir de maquettes expérimentales représentatives (expériences DYNAS et SUDO).
2. Appliquer le code CFD dans une descente annulaire représentative d'un réacteur nucléaire, en utilisant comme conditions limites les résultats issus de calculs systèmes réalisés en amont du stage.

Des connaissances en simulation numérique dans le domaine de la mécanique des fluides sont nécessaires pour mener à bien le stage.

La diversité est une des composantes de la politique RSE, RH et Qualité de Vie au Travail à l’ASNR.

Par conséquent, 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.

L'ASNR conduit une politique active depuis de nombreuses années en faveur de l'égalité des chances au travail et l'emploi des personnes handicapées. Si vous êtes en situation de handicap, n'hésitez pas à nous faire part de vos éventuels besoins spécifiques afin que nous puissions les prendre en compte.