Simulation Numérique & Non Linéaire

Multi-physique & Couplage Fort

Fluide/Structure/Thermique/Electromagnétisme
 
Nucléaire

Soumis à des normes réglementaires des plus serrées, les réacteurs nucléaires ne doivent pas seulement résister à tous les effets environnementaux (tels les tremblements de terre, le vent, etc), mais ils doivent également faire face aux accidents potentiels (ruptures de canalisations, les explosions internes, etc) sans provoquer de fuites des matières radioactives. Le programme ADINA est éprouvé et réputé fiable pour des analyses non linéaires généralisées des réacteurs nucléaires et de leurs environnements, prenant en compte une large gamme de modèles de matériaux sophistiqués pour les métaux, le béton (y compris fluage), et le sol.

En général, la simulation des réacteurs nucléaires implique des modèles de très grandes dimensions, dans lesquels il y a interaction entre fluide /Structure et la thermique. Adina est l’outil par « excellence » pour simuler les interactions entre le fluide et les composants du réacteur soumis aux tremblements de terre ainsi qu’ aux autres effets dynamiques de la nature, incluant les aspects thermiques mis en jeu.

l’Institut Max Planck de physique des plasmas, Garching, Allemagne

Analyse du plus grand dispositif expérimental de fusion de plasma au monde.
Picture3En 2003, les ingénieurs N. Jaksic and J. Simon-Weidner ont publié dans le magazine « Computers and Structures » les résultats d’ADINA pour une analyse non linéaire d'un composant majeur du plus grand dispositif expérimental de fusion de [...]
 

Analyse du plus grand dispositif expérimental de fusion de plasma au monde.

Picture3En 2003, les ingénieurs N. Jaksic and J. Simon-Weidner ont publié dans le magazine « Computers and Structures » les résultats d’ADINA pour une analyse non linéaire d'un composant majeur du plus grand dispositif expérimental de fusion de plasma au monde appelé le Wendelstein 7-X (W7-X) [1]. Suivi ensuite par d’autres résultats publiés dans la revue internationale Fusion Engineering and Design, vol 82 (2007), p 1538-1548.

L'analyse, la conception et la fabrication de l'appareil sont réalisées par l'Institut Max Planck de physique des plasmas, à Garching en Allemagne.

Le composant considéré est la structure de support des bobines supraconductrices. Pour de nombreux cas de charges, et pour des raisons de symétries structurelles et des chargements, les ingénieurs ont pu réduire le modèle éléments-finis à l’échelle 1/10e en introduisant des conditions limites particulières comme les équations de contraintes.
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Nous présentons ici, quelques résultats obtenus pour l’étude d’un élément périodique de la structure dans le cas où la charge est due à des efforts électromagnétismes crées par les courants qui circulent dans les bobines de l’appareil de fusion de plasma.
Modèle initial en pointillé Picture6 Picture7
Pour information, le modèle périodique comporte 38 000 éléments solides hexaédriques ( i.e. 8 nœuds/élément), 24 000 éléments de type coque à 8 nœuds, et 12 000 éléments de contact répartis dans 24 surfaces de contact qui constituent la principale source de non-linéarité.


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Max-Planck-Institute for Plasma Physics, EURATOM Association (Par N. Jaksic, P. V. Eeten, V. Bykov, and F. Schauer)

Etude des boulonnages de la plus grande bobine supraconductrice au monde sur la structure du Wendelstein 7-X.
plasma-movie.smallUn autre aspect problématique du projet de R & D sur le Wendelstein 7-X concerne la fixation de la bobine à sa structure d'appui . Des parties de la bobine et de la structure de suppor [...]
 

Etude des boulonnages de la plus grande bobine supraconductrice au monde sur la structure du Wendelstein 7-X.

plasma-movie.smallUn autre aspect problématique du projet de R & D sur le Wendelstein 7-X concerne la fixation de la bobine à sa structure d'appui . Des parties de la bobine et de la structure de support sont présentées sur les figures 1,2 et 3. En raison de la symétrie des géométries et des chargements, seul 1/10e de la structure totale est modélisé . Le modèle numérique se compose principalement d'éléments solides 3D . Dans cette analyse le boulonnage est modélisé par des éléments spéciaux disponibles dans la bibliothèque d’ADINA.

La structure est soumise à des forces électromagnétiques , provoquées par le courant dans les bobines supraconductrices , et par les charges dues aux précontraintes dans les boulons.

Le modèle comporte environ 6 millions de degrés de liberté , plus de 120 000 segments de contacts et environ 950 boulons : l'analyse a été effectuée en deux étapes .

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Dans la première étape, les boulons ont été serrés progressivement jusqu’à atteindre leurs valeurs finales .

Résultats : Déformations dues aux efforts de boulonnage

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Dans la seconde étape, les forces électromagnétiques ont été appliquées

Résultats : Déformations après application des forces électromagnétiques .

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Onsala Engineering AB, Sweden – 2004

Rupture de conduite d’eau dans le réacteur nucléaire Ringhals AB
nucleaire-pic1La Suède dispose une dizaine de réacteurs nucléaires qui fournissent la moitié de son électricité. En raison des préoccupations actuelles concernant la qualité des sources d'énergie, beaucoup de Suédois considèrent encore l'énergie nucl [...]
 

Rupture de conduite d’eau dans le réacteur nucléaire Ringhals AB

nucleaire-pic1La Suède dispose une dizaine de réacteurs nucléaires qui fournissent la moitié de son électricité. En raison des préoccupations actuelles concernant la qualité des sources d'énergie, beaucoup de Suédois considèrent encore l'énergie nucléaire comme une bonne option. Notamment lorsque l'impact environnemental est pris en compte. Cependant, l'énergie nucléaire comporte des risques de pollutions toxiques. Par conséquent, la sécurité de l’exploitation et de la maintenance des réacteurs sont des aspects extrêmement importants.

En raison de son efficacité et de sa fiabilité, le logiciel Adina est utilisé dans de nombreuses études de réacteurs nucléaires en Suède.

Nous présentons ici, l'effet de rupture de conduite d’eau dans un réacteur sous pression. L'étude a été menée par la société Onsala Engineering AB, en Suède, sous contrat avec Ringhals AB.

Sous l’hypothèse de ruptures potentielles des canalisations, l’objectif était d’ établir, dans un premier temps, un modèle qui permette de calculer les charges que subiraient les boulons de maintien des plaques de chicane qui servent à diriger l'écoulement du fluide de refroidissement à l'intérieur de la cuve du réacteur. Et dans un second temps, il était question d’ étendre le modèle à l'ensemble du système primaire afin de calculer la réponse globale du système.

Le modèle numérique a été importé sous format Nastran dans l’interface ADINA-AUI. Il comporte entre autres plus de 800 000 éléments finis de structure et de fluide mais également 55 000 nœuds de contact, pour atteindre ainsi 1,6 Millions d’équations. nucleaire-pic2 nucleaire-pic3
movie-press-50ms.small La vidéo montre la répartition de la pression dans la cuve du réacteur suite à une rupture hypothétique de conduite dans la branche froide du circuit de refroidissement du réacteur. (la rupture est représentée ici, par la cassure de la ligne grise, sur le côté gauche de la vidéo).
Picture2 L’image ci-contre montre la répartition de pression sur une coupe transversale de la cuve du réacteur juste après la rupture.
adina Les résultats de l'analyse, ont permis aux ingénieurs d’Onsala de prédire la réponse de la structure du réacteur ainsi que les efforts maximales dans le boulons, dans le cadre d’ une cassure hypothétique des tuyaux

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Onsala Engineering AB, Sweden – 2004

Analyse vibratoire de la centrale nucléaire de Ringhals avec prise en compte des effets d'interactions fluide/structure
Picture5L’analyse consiste à déterminer les vibrations de l’appareil à pression du réacteur pour des raisons hypothétiques de rupture de conduites d’eau ou de conduites de vapeur. Cela fait appel à une analyse transitoire avec prise en com [...]
 

Analyse vibratoire de la centrale nucléaire de Ringhals avec prise en compte des effets d'interactions fluide/structure

Picture5L’analyse consiste à déterminer les vibrations de l’appareil à pression du réacteur pour des raisons hypothétiques de rupture de conduites d’eau ou de conduites de vapeur. Cela fait appel à une analyse transitoire avec prise en compte des effets d'interactions fluide/structure en mode de couplage FORT (Sous l’hypothèse de fluide non visqueux). Le modèle numérique est construit à partir de pièces Parasolid importées et modifiées dans le pré-processeur Adina-AUI. La base est modélisée par des éléments de type poutre à partir des points et lignes également importés. Le modèle géométrique final comporte plus de 10 000 points, 5000 lignes, et une centaine de structures solides. L'un des organes de la cuve à pression du réacteur, constitué de 1700 facettes, est maillé en éléments de coque et ainsi que par des éléments de type FSI, couplés au fluide interne. Le modèle élément-fini final comporte plus de 10.000 éléments de poutre, 100 000 éléments de coque, et 200 000 éléments de fluide .Le nombre de degrés de liberté est d'environ 800 000 et environ 15 000 incréments de temps sont nécessaires pour la résolution de la réponse transitoire.

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  L’équipe ADINA R&D est fière que le programme ADINA ait pu aider les ingénieurs de la société Onsala Engineering AB, à résoudre avec succès ces challenges.  

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