Application des codes de thermohydraulique à l'échelle du système 3D au Canada

Résumé de la présentation donnée à la :
Réunion initiale du Groupe de travail sur l’analyse et la gestion des accidents à l’égard du rapport sur l’état actuel des capacités de simulation des codes de thermohydraulique à l’échelle du système 3D
Les 28 et 29 avril 2016

Préparé par :
Aleksandar Delja
Commission canadienne de sûreté nucléaire

Résumé

La simulation et la modélisation thermohydraulique des conditions transitoires et d’accident dans les installations de réacteurs nucléaires jouent un rôle considérable dans la sûreté des réacteurs. Cette présentation porte sur la récente application des codes de thermohydraulique à l’échelle du système 3D au Canada. En tant que réacteurs à canaux de combustible, les réacteurs CANDU revêtent un intérêt particulier sur le plan de la modélisation à l’aide des codes de thermohydraulique du système 3D. La présentation aborde les attentes et les domaines d’intérêt relatifs aux capacités de la thermohydraulique 3D et un bref historique du développement des codes informatiques au Canada. Elle comprend également une discussion sur l’application des codes de thermohydraulique 3D au Canada, en particulier dans les évaluations indépendantes liées à la modélisation des réacteurs de recherche.

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