Les écoulements diphasiques multicomposants associés à des problèmes d'interaction fluide-structure (FSI) peuvent se produire dans une très grande variété d'applications d'ingénierie, parmi lesquelles les accidents graves hypothétiques postulés dans les réacteurs à neutrons rapides au sodium et au plomb de génération IV (respectivement SFR et LFR).
Dans les SFR, l’Accident de Dimensionnement du Confinement (ADC en français, HCDA en anglais) est considéré l'accident hypothétique le plus grave: ici la fusion partielle du coeur du réacteur interagit avec le sodium et crée une bulle de gaz à haute pression, dont l'expansion génère des ondes de choc et est responsable du mouvement du sodium liquide, ce qui pourrait endommager les structures internes et environnantes.
Le LFR présente l'avantage que, contrairement au sodium, le plomb ne réagit pas chimiquement avec l'air et l'eau et qu'il est donc antidéflagrant et ininflammable. D'une part, cela permet d'avoir un générateur de vapeur à l'intérieur du liquide de refroidissement primaire. D'autre part, les ruptures de tubes de générateur de vapeur (SGTR en anglais) doivent être étudiées afin de garantir que, dans le cas de cet accident hypothétique, l'intégrité de la structure est préservée. Au cours de la première phase d'un SGTR, on suppose que l'eau à haute pression et à haute température du générateur de vapeur pénètre à l'intérieur de l'enceinte de confinement primaire, générant ainsi une BLEVE ("boiling liquid expanding vapor explosion", une vaporisation violente à caractère explosif d'un liquide) avec le même comportement et les mêmes conséquences que la bulle de gaz à haute pression d'une HCDA.
Dans les deux cas (HCDA et STGR), il existe des situations dans lesquelles les écoulements diphasiques multicomposants se trouvent dans un régime à faible nombre de Mach qui, lorsqu'ils sont étudiés avec un solveur compressible classique, présentent des problèmes de perte de précision et d'efficacité. L'objectif de ce travail de thèse
* développer un solveur multiphasique sodium–gaz (plombe-gaz), robuste et precis, pour les scénarios HCDA (STGR).
* concevoir une approche à faible nombre de Mach pour le problème de l'expansion des bulles, basée sur la méthode de compressibilité artificielle présentée dans l'article récent « Beccantini et al., Computer and fluids 2024 ».
L'aspect FSI sera également pris en compte.

Dans les réacteurs nucléaires rapides refroidis au sodium (RNR-Na), la circulation du sodium liquide est assurée par des pompes centrifuges immergées. Sous certaines conditions, des vortex peuvent se développer dans les zones de recirculation, favorisant l'entraînement de bulles de gaz inerte (typiquement argon) présent au-dessus de la surface libre. Si ces bulles sont aspirées dans le circuit primaire, elles peuvent endommager les composants de la pompe et nuire à la sûreté de
l’installation. Ce phénomène reste difficile à prédire, en particulier en phase de conception, et dépend de nombreux paramètres physiques, géométriques et numériques. L’objectif de cette thèse est de contribuer à une meilleure compréhension et une modélisation de l'entraînement de gaz dans les écoulements à surface libre typiques des RNR-Na, à l’aide de simulations numériques de type CFD (Computational Fluid Dynamics), en s’appuyant sur le code open-source TrioCFD, développé par le CEA. Ce code dispose d’un module de suivi d’interface (Front Tracking) particulièrement adapté à la simulation de phénomènes diphasiques avec interface libre déformable.

Dans le cadre de l’étude des déformations progressives des assemblages combustibles au sein des cœurs de REP, le CEA a développé deux outils de simulation. Le premier, Phorcys [1], permet de calculer l’écoulement du caloporteur dans et autour des assemblages légèrement déformés à l’aide d’un réseau de pertes de charges paramétriques, puis d’en déduire les forces fluides qui s’appliquent sur les structures. Le second, DACC [2], traite le comportement thermomécanique sous irradiation et l’interaction des assemblages entre eux lors des cycles de puissance, au travers d’une simulation éléments finis. L’interaction fluide-structure est enfin traitée grâce au couplage numérique de ces deux outils, au sein duquel des incertitudes peuvent être propagées et analysées [3].
Le programme de relance du nucléaire (SMR, réacteurs de 4ème génération, PN etc.) est pourvoyeur de nouvelles technologies ainsi que de nouvelles topologies de cœur et d’assemblages combustibles qu’il convient de pouvoir analyser sous l’angle des risques associés aux déformations quasi-statiques des assemblages en cœur. Dans un double souci de capitalisation et d’extension des possibilités de simulation, on souhaite rendre ces deux outils capables de traiter les écoulements et les déformations de structures élancées de manière plus générique afin de couvrir efficacement et rapidement un large panel de technologies nucléaires.
Pour ce faire, il conviendra d’identifier, classifier, puis modéliser de manière réduite, quoique prédictive, les principales structures d’écoulement qui peuvent avoir cours au sein d’un volume fluide encombré de structures élancées à forte surface d’échange. Le modèle hydraulique complet du cœur sera ainsi créé par concaténation de modèles élémentaires respectant des conditions strictes d’interfaçage. Une méthode d’analyse de l’écoulement global obtenu permettra alors la quantification du champ de force contribuant aux déformations. Une logique similaire de classification et de changement d’échelle serait également mise en œuvre en ce qui concerne l’évaluation des déformations réversibles et irréversibles d’une structure élancée, soumises à des efforts extérieurs et à des irradiations sévères. Une difficulté est que la topologie fine d’un assemblage combustible peut présenter des non-linéarités aux petites échelles qui se propagent en partie à l’échelle macroscopique. In fine, on devra mettre en œuvre un couplage partitionné, robuste et à coût maîtrisé, entre l’écoulement du caloporteur et ces structures individuelles, qui se déforment et interagissent dans un environnement contraint.
Le cadre de modélisation ainsi construit permettra d’étudier les déformations progressives d’assemblages et les risques associés pour un spectre large de technologies de réacteurs nucléaires.