Soutenance de thèse de HAIFU HUANG

Cette recherche améliore la sécurité des centrales nucléaires en se concentrant sur la circulation naturelle monophasique, un composant clé de l'élimination de la chaleur résiduelle et des systèmes de sécurité passifs. Elle tente de résoudre des équations complexes modélisant la circulation naturelle, en intégrant des facteurs tels que le démarrage de la dynamique des fluides, le débit massique, et la stabilité. Les simulations utilisant différentes résolutions spatiales et temporelles mettent en évidence l'équilibre entre la précision de la Figure Of Merit (FOM) et le coût de calcul, une question vitale dans la qualification du code de sécurité nucléaire. TrioCFD, le code du CEA, est utilisé pour les simulations de haute fidélité et les modèles de turbulence, essentiels pour la transposition du système et la fiabilité des simulations de cas de réacteur. L'étude explore les problématiques de transposition et l'état de l'art des boucles de circulation naturelle (NCLs), qui fonctionnent sur la base de la dynamique des fluides induite par la flottabilité et les phénomènes de transfert de chaleur, essentiels pour les réacteurs nucléaires et la gestion thermique. L'étude de fluides alternatifs tels que les sels fondus et les métaux liquides introduit de nouveaux comportements, impactant la compréhension, la modélisation, et la transposition des NCLs. Des études de haute fidélité ont été lancées pour mieux comprendre ces phénomènes. La configuration de boucle choisie, basée sur la littérature de R&D nucléaire, offre un cas unique pour coupler les distorsions de transposition 3D issues de la physique avec les biais issus de la modélisation numérique. Les futures explorations étudieront la croissance de l'incertitude concernant l'emplacement des limites de stabilité et la précision du débit de refroidissement stable. L'étude met en œuvre une ligne directrice complète pour les calculs de haute fidélité des NCL. Elle comprend la compréhension des phénomènes physiques, le développement du modèle physique, la poursuite de la modélisation numérique, la vérification, la validation approfondie, et la gestion des incertitudes. La quantification de l'incertitude de modélisation implique l'examen de l'incertitude de la solution numérique et de l'incertitude du modèle. La première est abordée par le biais de la méthode de l'Indice de Convergence de Grille (GCI) et des simulations numériques directes avec de faibles nombres de Reynolds. L'incertitude du modèle est traitée en utilisant l'Expansion du Chaos Polynômial (PCE) via la plateforme d'incertitude du CEA, URANIE, qui facilite la génération de modèles de substitution pour les calculs de quantiles, l'analyse de sensibilité, et l'étalonnage subséquents. L'objectif de cette recherche est de formuler des directives d'ingénierie pour une métrique d'incertitude de transposition adaptée aux cas thermo-hydrauliques, fournissant un exemple pour un cas d'écoulement monophasique en circulation naturelle. La recherche fournit un cadre complet pour comprendre, analyser, et modéliser les boucles de circulation naturelle afin d'améliorer la sécurité des centrales nucléaires. La perspective future réside dans l'affinement de la puissance prédictive de ces modèles, l'amélioration des méthodologies de transposition, et l'expansion de cette recherche à d'autres systèmes d'écoulement complexes dans le domaine de l'énergie nucléaire.

This research enhances nuclear plant safety by focusing on single-phase natural circulation, a key component in decay heat removal and passive safety systems. It attempts to solve complex equations modeling natural circulation, incorporating factors like flow dynamics startup, mass flow rate, and stability. Simulations using various spatial and temporal resolutions spotlight the balance of Figure Of Merit (FOM) accuracy against computational cost, a vital issue in nuclear safety code qualification. TrioCFD, the CEA's in-house code, is employed for high-fidelity simulations and turbulence models, crucial for system scaling and reactor case simulations reliability. The study explores the scaling problematics and the state-of-the-art of natural circulation loops (NCLs), which operate on buoyancy-induced fluid dynamics and heat transfer phenomena, vital for nuclear reactors and thermal management. The investigation of alternative fluids like molten salts and liquid metals introduces new behaviors, impacting the understanding, modeling, and scaling of NCLs. High-fidelity studies have been launched to better understand these phenomena. The chosen loop configuration, based on nuclear R&D literature, offers a unique case for coupling 3D scaling distortions from physics with biases from numerical modeling. Future exploration will investigate the uncertainty growth regarding stability boundaries' location and the steady coolant flow rate's accuracy. The study implements a comprehensive guideline for NCL high fidelity computations. It includes understanding physical phenomena, developing the physical model, proceeding with numerical modeling, verification, thorough validation, and uncertainty management. The modeling uncertainty quantification involves examining numerical solution uncertainty and model uncertainty. The former is addressed through the Grid Convergence Index (GCI) method and direct numerical simulations with low Reynolds numbers. Model uncertainty is addressed using Polynomial Chaos Expansion (PCE) through CEA's in-house uncertainty platform, URANIE, which facilitates surrogate models generation for subsequent quantile computation, sensitivity analysis, and calibration. This research's objective is to formulate engineering guidelines for a scaling uncertainty metric tailored to thermal-hydraulic cases, providing an example for a single-phase flow case under natural circulation. The research provides a comprehensive framework for understanding, analyzing, and modeling natural circulation loops to enhance nuclear power plant safety. The future prospect lies in refining these models' predictive power, improving scaling methodologies, and expanding this research to other complex flow systems in the nuclear energy field.