In our project we discuss a finite element time-relaxation method for high Reynolds number flows. The key idea consists of using local projections on polynomials defined on macro element of each pair of two elements sharing a face. We give the formulation for the scalar convection–diffusion equation and a numerical illustration.

Dans une centrale nucléaire de la filière des réacteurs à eau sous pression,le transfert d’énergie de la fission des atomes d’uranium 235 vers l’alternateur produisant alors l’énergie électrique se fait par l’intermédiaire de différents circuits d’eau. Le contexte de cette thèse est celui du circuit primaire qui voit circuler une eau liquide aux conditions de température et de pression les plus sévères de la centrale (155 bar,300 °C). Plus précisément, l’intérêt est porté sur les appareils de robinetterie qui permettent de réguler ou de sectionner les débits dans ce circuit d’eau ainsi que les différents circuits auxiliaires qui lui sont associés. La fonction de sectionnement de débit est assurée par un contact métallique. Une modélisation est mise en place durant cette thèse afin de relier la fuite d’étanchéité au travers de la liaison métallique à un éventuel défaut pouvant être présent sur la portée d’étanchéité du siège. Pour ce faire, une démarche associant simulation et expérience est adoptée. Le modèle numérique permet de simuler le contact siège/opercule puis l’écoulement au travers de la géométrie interstitielle en résolvant respectivement les équations de la mécanique des milieux solides avec code_aster puis les équations de Reynolds avec un schéma numérique original basé sur la méthode des éléments de frontière. La démarche expérimentale permet alors de vérifier la qualité de la simulation entreprise. Elle comporte la fabrication d’éprouvettes d’étanchéité avec des défauts contrôlés puis une mesure de la fuite par différents moyens d’essais. Les résultats obtenus, qui sont discutés,montrent une prédiction correcte lorsque l’effort d’appui reste suffisamment faible et une surestimation de la fuite à plus fort serrage. / In a nuclear power plant from pressurized water reactor technology, the transfer of energy from fission of uranium 235 atom to the alternator producing electricity is performed through different water circuits. The context of this work is the primary circuit of the power plant where there is severe conditions of temperature and pressure (155 bar, 300°C). More precisely, this work is about the industrial valves which allow to regulate or interrupt the water flow in the water circuit or the auxiliary associated circuits. The interruption function is ensured by a metal-to-metal contact.In this work a model is derived and solved in order to relate the sealing leak-rate through the metal contact to a possible defect present on the surface. To accomplish this task, a coupled experimental and numerical approach is adopted. The numerical model allows to compute the contact between the plug and the seat and then the water flow through the remaining aperture field. This is performed by solving the equations of solid continuum mechanics with code_aster and the Reynolds equations with an original scheme based on the boundary element method. The experimental work allows to check the relevance of the model. It consists in the manufacture ofa sample seat holding a controlled defect and then a leak-rate measurement carried out with two different apparatus. Predictions of the leak-rate reveal to be in good agreement with that obtained experimentally at low clamping forces and overestimate the leakage for larger ones.