Simulation des écoulements multiphasiques réactifs gaz-liquide

L'objectif de ce travail postdoctoral est de développer et mettre en œuvre une méthode de simulation pour la modélisation d'incendies provoqués par une pulvérisation de sodium. Pour cela, deux aspects du problème sont à considérer: tout d'abord, il est nécessaire de proposer une représentation adéquate des gouttelettes de sodium (phase dispersée) depuis leur génération par un jet (phase séparée) jusqu'à leur comportement (mouvement, oxydation, combustion) dans l'atmosphère. Cela nécessite de dériver un modèle d'écoulement' prenant en compte plusieurs composants avec plusieurs régimes topologiques d'interface (dispersé et séparé). Deuxièmement, il est nécessaire de développer une stratégie de discrétisation robuste pour ce modèle d'écoulement complexe.

Le travail numérique sera mis en œuvre dans un nouvel outil numérique pour effectuer des simulations d'incendies provoqués par la pulvérisation de sodium développé au CEA. Cet outil est basé sur la bibliothèque CanoP. Canop est une bibliothèque conçue pour résoudre des problèmes de dynamique des fluides numériques en utilisant une approche de raffinement de maillage adaptatif basée sur des cellules et un calcul parallèle.

Modélisation avancée d’écoulements turbulents thermiques

Les simulations numériques en mécanique des fluides contribuent au travail de conception et de garantie des installations industrielles depuis plusieurs décennies. Parmi les nombreux sujets à l’interface entre recherche et industrie, la modélisation de la turbulence a connu de nombreuses évolutions tant dans les approches LES que RANS. Depuis le début des années 2010, des approches hybriques couplant méthodes RANS et LES ont émergé afin d’exploiter les bénéfices de chacune. Cela nécessite une bonne maîtrise des deux modelisations. Bien qu’en mesure de traiter ces deux types de modélisation, le code TrioCFD développé au STMF n’a pas bénéficié d’un investissement suffisant dans des modèles modernes. Permettre l’arrivée de modèles hybrides nécessitent donc un travail de consolidation et modernisation de l’existant.
Le travail proposé est d’identifier les modèles les plus pertinents à implémenter pour les configurations d’intérêt industriel. Un travail de structuration du logiciel sera nécessaire afin de permettre l’ajout de ces modèles, et leur validation.

Etude du comportement sismique des tuyauteries via des modèles mécaniques de différents niveaux de fidélité

Les tuyauteries font partie des équipements pour lesquels une attention particulière est portée dans le cadre du réexamen de sûreté ou de la conception des installations nucléaires. Les systèmes de tuyauterie des installations nucléaires sont conçus conformément aux codes, normes et réglementations, pour résister aux chargements qui se produisent ou pourraient se produire pendant la durée de vie nominale d’une installation. Ces systèmes doivent donc être conçus pour résister aux chargements accidentels tels que les séismes. Le retour d’expérience montre que les tuyauteries se comportent généralement bien en cas de séisme. Lorsque des défaillances sont observées, elles sont plutôt dues à un mouvement important des ancrages, à des matériaux fragiles, à des joints non soudés, à la corrosion, à des défaillances des supports de tuyauterie ou à des interactions sismiques. En pratique, pour pouvoir estimer le comportement sismique au-delà du niveau de dimensionnement et les risques de défaillance associés, l’ingénieur peut mettre en œuvre des modèles numériques impliquant des degrés de raffinement variés en fonction des besoins. Cette étude consiste à faire un bilan sur les capacités de modélisation numérique des tuyauteries sous séisme. Pour des raisons de temps de calculs, se sont souvent des modélisations globales de type poutre qui sont plébiscitées, en considérant des lois de matériaux simplifiées comme des lois de matériaux bilinéaires avec écrouissage cinématique. On connait les limitations « théoriques » de ces modélisations mais il est difficile d’avoir les idées claires concernant leurs limites d’applicabilité effectives en fonction du niveau de sollicitation et du dommage visé. Pour faire ce bilan, on propose d’interpréter, à l’aide de différents modèles numériques impliquant différents degrés de fidélité, les résultats de la campagne expérimentale menée par le BARC et qui a servi au benchmark MECOS (MEtallic COmponent margins under high Seismic loads).

Mise au point, validation métrologique et essais en milieu extérieur d'une unité de mesure Raman/FO multitrack dédiée à la sécurité de futures stations cryogéniques de distribution d’hydrogène liquide

Contexte : Les usages domestique et industriel de l’hydrogène liquide comme carburant du futur nécessitent de définir un code de sécurité adapté. Actuellement, les critères de séparation des réservoirs ont été définis par anticipation selon une approche conservatoire. Il est donc nécessaire de réaliser des expériences en vraie grandeur (épandages) afin d’alimenter des codes de calculs et bâtir une normalisation pertinente. Ces expériences requièrent la mise en œuvre d’une instrumentation adaptée à la mesure de tous les gaz présents en espace libre (O2, N2, H2O, H2) afin d’établir un relevé de pressions partielles au cours de chaque essai, corrélé aux autres moyens de mesure mis en place (thermométrie, catharométrie, PIV, BOS,…).
Mission : Dans le contexte d’un projet ANR-PEPR (ESKHYMO) géré par le CEA Liten, une unité de mesure spectrométrique Raman/FO Multitrack sera mise au point conjointement par le CEA List et le CEA DES sur la base d’un dispositif existant. La mesure Raman est multi-élémentaire, multi-track (une seule unité de mesure pour plusieurs sondes), non-déflagrante, et délivre une mesure autonormalisée à une espèce de référence (le plus souvent l’azote à la pression atmosphérique). L’unité de mesure Raman/FO comportera un laser, un spectromètre associé à une caméra CCD scientifique et un circuit de fibres optiques permettant le déport de la mesure. La conception des sondes Raman/FO sera également basée sur une réalisation existante au CEA que l’on cherchera à miniaturiser en vue d’un déploiement en conditions de terrain. Quatre sondes Raman/FO seront réalisées puis ensuite étalonnées en air (enceinte climatique) et en hydrogène (tube à choc ou chambre à vide) au CEA DES DM2S à Saclay. Finalement, le dispositif final sera déployé sur site d’essai pour procéder à des mesures multigaz lors des expériences d’épandage, en partenariat avec l’industriel Air Liquide et les organismes accréditeurs (INERIS).
Compétences : Optique, laser, fibres optiques

Comportement sismique d’un pont roulant

Les ponts roulants font partie des équipements d’installations industrielles pour lesquels il convient de porter une attention particulière. Ils sont en effet généralement situés en partie haute des ouvrages de génie civil et donc potentiellement soumis à des niveaux importants d’accélération en cas de séisme du fait de l’amplification induite par la structure porteuse. En conséquence, ils sont potentiellement sujets à des efforts significatifs et peuvent être la source d’efforts importants sur la structure de supportage. L’enjeu pour la sûreté est de se prémunir face au risque d’agression avec des équipements sensibles, en cas d’instabilité des éléments constitutifs du pont ou de la structure de supportage. Cette étude s’inscrit dans la continuité de deux précédentes campagnes d’essais qui ont été menées sur la table vibrante Azalée du laboratoire EMSI sur une maquette de pont roulant. Elle vise à fournir des modèles numériques validés de ponts roulants. Deux axes de recherche sont envisagés. Le premier axe consiste à compléter les campagnes d’essais « historiques » par des essais statiques sur la maquette pour justifier le recalage des modèles numériques. Le second axe consiste à exploiter, par confrontation essais/calculs, l’ensemble des essais qui ont été réalisés dans le cadre d’une campagne d’essais précédente et qui ont été réalisés à des fins d’analyse statistique.

Effets des tremblements de terre sur les installations souterraines

Le Centre industriel de stockage géologique (Cigéo) est un projet de centre de stockage géologique profond de déchets radioactifs à construire en France. Ces déchets seront placés dans des colis scellés dans des tunnels conçus à 500 mètres de profondeur. Les scellements sont constitués d'un mélange de bentonite et de sable qui présente une forte capacité de gonflement et une faible perméabilité à l'eau. Dans le cadre de la démonstration de la sûreté à long terme du dépôt, il doit être démontré que les structures de scellement peuvent remplir leurs fonctions sous chargements sismiques pendant toute leur durée de vie. Afin de garantir ce futur dépôt de déchets nucléaires, le CEA et l'Andra collaborent pour travailler sur les potentiels défis scientifiques et techniques.
La réponse des scellements souterrains aux séismes est complexe en raison de l'évolution spatiale et temporelle des propriétés hydromécaniques des milieux environnants et de la structure elle-même. Une modélisation précise du comportement nécessite donc un code numérique multiphysique couplé pour modéliser efficacement les réponses sismiques de ces structures souterraines pendant leur durée de vie estimée à 100 000 ans.
La recherche proposera donc une évaluation des performances de la modélisation numérique séquentielle et parallèle par éléments finis pour l'analyse sismique des installations souterraines profondes. Ensuite, elle effectuera un échantillonnage de données synthétiques pour tenir compte des incertitudes liées aux matériaux et, sur la base des résultats obtenus lors de l'évaluation précédente, elle effectuera une analyse de sensibilité en utilisant une méthode FEM ou un processus de métamodélisation. Enfin, les résultats et les connaissances acquises dans le cadre de ce projet seront traités et interprétés afin de fournir des réponses aux besoins industriels.

Conception et validation de schémas de calcul neutroniques innovants pour les coeurs de réacteurs nucléaires sans bore soluble

Dans le cadre du projet NUWARD™, le CEA est en charge du développement et de la validation des schémas de calcul neutroniques de référence en appui à la conception du réacteur.
Au sein du SERMA/LPEC, le candidat participera aux développements de schémas de calcul innovants dédiés au coeur du réacteur NUWARD™ mettant en œuvre des modélisations avancées du code déterministe de nouvelle génération APOLLO3®, ainsi qu'à la réalisation des études pour la vérification et la validation des schémas développés.

Convection naturelle à haut Rayleigh pour la Securité des réacteurs: 2ème année

Le postdoc est associé à la deuxième année du projet CORAYSE. La sécurité des réacteurs de type SMR est basée sur des systèmes passifs : le réacteur est placé dans une piscine où la chaleur résiduelle est évacuée par convection naturelle en cas d’accident. Toutefois à ce jour on n’appréhende pas, ni par le calcul ni sur la base d’expériences, l’échange thermique entre le réacteur et l’eau, car la convection naturelle n’a fait l’objet de corrélations d’échange thermique que jusqu’à des nombres de Rayleigh Ra de 10^12 (le nombre de Rayleigh Ra décrit le rapport entre le transport par convection naturelle et le transport diffusif). Pour un SMR, ce Ra peut dépasser 10^16. La maitrise par des calculs numériques et des expériences est donc un enjeu majeur de sécurité. Un tel objectif nécessite toutefois que plusieurs défis soient relevés :
• Un défi numérique : la capacité du code à modéliser de manière suffisamment précise et dans un temps raisonnable des écoulements turbulents à très haut nombre de Rayleigh est encore du domaine de la recherche. La simulation numérique aux plus hauts Ra envisagés représente un défi en termes de temps calcul, nécessitant des simulations sur des calculateurs « exascale ». Une adaptation des codes existants à cette situation est donc indispensable.
• Un défi expérimental : au niveau de la validation du code, la réalisation d’une expérience représentative, dans laquelle un nombre de Rayleigh supérieur à 10^16 puisse être atteint, nécessite une expérience à l’échelle 1 (donc très onéreuse), ou bien une expérience avec un autre fluide – par exemple l’hélium liquide - dont les propriétés physiques (viscosité, dilatation thermique,…) permettront d’atteindre en laboratoire des Rayleigh comparables.

Modélisation CFD des mouvements de gaz en cavités salines

Storengy, société du groupe Engie, est l’un des leaders mondiaux en matière de stockage souterrain de gaz. Storengy opère en particulier des cavités salines de stockage de gaz naturel. Les cavités sont localisées dans des couches de sel gemme à environ 1km de profondeur ; elles ont un volume de plusieurs centaines de milliers de m3. Ces stockages souterrains assurent une réponse rapide aux pics de consommation de gaz et également à la modulation saisonnière de la demande. Ils contribuent aussi à la sécurité de la fourniture d’énergie en permettant de faire face aux défaillances temporaires de sources d’approvisionnement de gaz naturel.
Storengy SAS s’est tourné, courant 2019, vers le CEA pour avoir un appui sur ces aspects. Une étude intitulée « Modélisation du stockage de gaz (CH4 et H2) en cavités salines avec TrioCFD » s’est déroulée en 2020. Des premiers calculs pour des cavités parallélépipédiques (géométrie simplifiée) en VDF (différences finies) monophasique en régime incompressible et quasi-compressible ont été menés. Ceux-ci ont mis en évidence que le modèle quasi-compressible implémenté dans TrioCFD ne permettait pas de prendre en compte les effets de la stratification du gaz en cavité. Un nouveau modèle « weakly-compressible » a été développé afin de rendre compte de la spécificité des écoulements en cavité.
L'objectif est de poursuivre ces travaux et de développer une modélisation thermo-hydraulique sur la base du modèle TrioCFD du stockage d’hydrogène en cavité dans des cavités de forme réaliste et en tenant des conditions d’opération des cavités (phases d’injection et de soutirage). Les simulations seront, dans un premier temps, réalisées
en gaz sec en tenant compte des échanges thermiques avec le massif, puis de en prenant en compte des échanges de masse avec la saumure.

Développement et application des méthodes de quantification inverse d'incertitudes pour la thermohydraulique dans le cadre du projet OECD/NEA ATRIUM

Concernant les méthodologies BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty) pour l'analyse de sûreté des centrales nucléaires, l'une des questions cruciales est de quantifier les incertitudes d'entrée associées aux modèles physiques dans le code. Une telle quantification consiste à évaluer la distribution de probabilité des paramètres d'entrée nécessaires à la propagation de l'incertitude par une comparaison entre les simulations et les données expérimentales. Elle est généralement appelée Quantification d'Incertitude Inverse (IUQ).
Dans ce cadre, le Service de Thermohydraulique et Dynamique des Fluides (STMF) du CEA-Saclay a proposé un nouveau projet international au sein du groupe de travail WGAMA de l'OCDE/NEA. Il s'agit d'ATRIUM (Application Tests for Realization of Inverse Uncertainty quantification and validation Methodologies in thermal-hydraulics). Ses principaux objectifs sont de réaliser un benchmark sur des exercices pertinents de quantification de l'incertitude inverse (IUQ), de prouver l'applicabilité de la ligne directrice SAPIUM et de promouvoir les meilleures pratiques pour l'IUQ en thermohydraulique.
Il est proposé de quantifier les incertitudes associées à certains phénomènes physiques pertinents lors d'un accident de perte de réfrigérant (LOCA) dans un réacteur nucléaire. Deux exercices IUQ principaux de complexité croissante sont prévus. Le premier concerne l'écoulement critique à la rupture et le second est lié aux phénomènes de transfert thermique post-CHF. Une attention particulière sera consacrée à l'évaluation de l'adéquation des bases de données expérimentales pour l'extrapolation à l'étude d'un APRP dans un réacteur à échelle réelle. Enfin, les incertitudes du modèle d'entrée obtenues seront propagées sur un test d'effet intégral (IET) approprié pour valider leur application dans des expériences à plus grande échelle et éventuellement justifier l'extrapolation à l'échelle du réacteur.

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