Nouvelles stratégie pour l'optimisation de modèles thermodynamiques prédictifs
Les modèles thermodynamiques prédictifs, développés par la méthode Calphad, sont essentiels pour concevoir de nouveaux matériaux en anticipant leur comportement sans recourir à des expériences coûteuses et longues. Ces modèles permettent d'extrapoler les propriétés de matériaux complexes, de prévoir leur comportement dans des environnements extrêmes et de lier les propriétés énergétiques aux performances en service. Cependant, les méthodes actuelles de développement de ces modèles sont complexes et les incertitudes ne sont pas quantifiées avec les logiciels existants. Les scientifiques doivent encore s'appuyer sur leur expertise pour ajuster et valider ces modèles, ce qui est chronophage et peu adapté à l'ère de l'automatisation.
Pour remédier à cela, il est proposé de développer un outil numérique fiable, autonome et rapide, capable d'optimiser les modèles thermodynamiques en se basant uniquement sur des données expérimentales fournies par les utilisateurs. L'objectif est de fournir des modèles simples, fiables, validés et modulaires, permettant aux utilisateurs de prendre des décisions stratégiques en toute confiance, comme évaluer de nouvelles conditions de procédé ou optimiser la fabrication sans risquer des extrapolations incertaines. Ce projet vise à combler le fossé entre les données expérimentales spécifiques et les méthodes modernes de programmation non linéaire, en utilisant des approches d'optimisation avancées.
Etude du comportement en fatigue à très grand nombre de cycles de l’acier inoxydable martensitique 13-4 élaboré par Laser Metal Deposition : influence de la microstructure, des post-traitements et de la température
Les recherches récentes sur l’acier inoxydable martensitique 13-4 fabriqué par impression 3D métallique, notamment par le procédé Laser Metal Deposition (LMD), ont permis d’obtenir des matériaux présentant de bonnes propriétés mécaniques. Après cette phase d’optimisation, les travaux se concentrent désormais sur l’étude de leur comportement en fatigue à très grand nombre de cycles (VHCF), un critère essentiel pour les pièces soumises à des sollicitations répétées en conditions sévères.
La fatigue est l’une des principales causes de rupture des composants métalliques en service. Cette thèse vise donc à comprendre et modéliser le comportement en fatigue de l’acier 13-4 élaboré par LMD. Les travaux menés viseront à étudier l’influence de la microstructure, des traitements thermomécaniques et des conditions d’essais sur l’initiation et la propagation des fissures au cours des sollicitations mécaniques.
Les essais expérimentaux seront réalisés à l’aide de dispositifs de fatigue ultrasonique. Les mécanismes de rupture seront analysés grâce à des techniques de caractérisation multi-échelles comme l’EBSD, le MEB et le TEM. L’objectif final est de développer un modèle prédictif capable de prédire la durée de vie des composants en conditions de fonctionnement.
Propriétés thermodynamiques et structurales des complexes entre cations alcalins et/ou alcalino-terreux, actinyl(VI) avec des carbonates
Les phases solides triscarbonate d’uranyl contenants des cations alcalins (Alc = Na, K) et des alcalino-terreux (Ae = Mg, Ca) sont connus depuis le milieu du XIXème siècle. La mise en évidence des complexes équivalents aux phases en solution Ca-UO2-CO3 n’est intervenue que dans le courant des années 1990. Leur importance est reconnue comme majeure dans certains environnements naturels, depuis les eaux surface jusqu’en milieu de stockage profond de déchets nucléaires. Par calcul de chimie théorique la formation de complexes Alc-Ae-uranyl-CO3 a été proposé mais sans confirmation expérimentale. Ce travail de thèse, en collaboration entre le Laboratoire de développement Analytique, Nucléaire, Isotopique et Élémentaire (DES/ISAS/DRMP/SPC/LANIE) du centre de Saclay, et le Laboratoire des Interactions Ligand Actinide (DES/ISEC/DMRC/SPTC/LILA) du centre de Marcoule, propose de conjuguer les avantages de la fluorescence (ou luminescence) résolue en temps des complexes de l’uranium(VI) – maîtrisée au LANIE – et des méthodes de calculs théoriques et de spectroscopie X – maîtrisées au LILA – pour orienter les expériences de mises en évidence des éventuels complexes Alc-Ae-U(VI)-CO3 en solution.
Le candidat ou la candidate recherchée devra posséder, ou acquérir rapidement, une compétence en chimie des solutions avec une tendance forte sur l’acquisition des constantes de formation et fonctions thermodynamiques, avec connaissance des concepts liés à la correction de force ionique et la théorie de l’interaction spécifique SIT. L’adaptabilité, voire la maîtrise, de différentes techniques spectroscopiques serait un plus indéniable. Le goût du travail en équipe pluridisciplinaire sera indispensable.
Transport et piégeage de l’hydrogène dans les alliages austénitiques : couplage expériences et calculs numériques.
L’hydrogène moléculaire H2 est un vecteur d’énergie alternatif aux énergies fossiles traditionnelles, gaz ou pétrole. Il pourrait répondre aux défis énergétiques et environnementaux actuels, c’est-à-dire au besoin de stockage de l’énergie produite par des moyens intermittents comme l’éolien ou le photovoltaïque ou de l’excès d’énergie produite par la filière nucléaire, sans produire de gaz à effet de serre lors de son utilisation. Néanmoins, son stockage et son transport en toute sécurité est une des clefs de son utilisation. Les conteneurs ou les canalisations qui véhiculent l’hydrogène doivent être étanches et conserver leur intégrité dans le temps. Comprendre et prédire le comportement de l’hydrogène dans les alliages des conteneurs/canalisations et les dégradations mécaniques associées – comme la fragilisation – est dès lors crucial pour le développement de la filière hydrogène.
Si de nombreux travaux expérimentaux ont permis d’identifier la fissuration par hydrogène comme étant à l’origine des dégradations des alliages exposés à l’hydrogène, de larges zones d’ombre subsistent encore sur les mécanismes à l’œuvre du fait de difficultés expérimentales et de la grande variabilité des phénomènes observées. Par ailleurs, le transport et le piégeage de l’hydrogène préalable aux dégradations mécaniques sont mal connus et peu documentés à l’échelle nanométrique.
L’objectif de la thèse est d’explorer les mécanismes de transport / piégeage de l’hydrogène dans les alliages austénitiques, et de sa distribution en volume, en amont de la fissuration pour être capable de rendre compte et d’expliquer les observations expérimentales.
Pour atteindre cet objectif, le travail de thèse sera dédié à l’étude du nickel pur, système modèle des austénitiques. L’étude sera conduite en trois volets : (i) des mesures expérimentales de thermo-désorption seront réalisées sur des matériaux modèles ainsi que (ii) des simulations de dynamique moléculaire en potentiels empiriques à l’échelle atomique, puis (iii) les données obtenues alimenteront des modélisations de cinétique chimique couplée à la loi de Fick à l’échelle mésoscopique permettant d’assurer la transition d’échelle nanoscopique - mésoscopique.
Impact de la microstructure dans le dioxyde d’uranium sur de l’endommagement balistique et électronique
Au-delà de 40 GWd/tU, la périphérie des pastilles développe une microstructure spécifique appelée High Burnup Structure (HBS), caractérisée par la subdivision des grains initiaux en grains très fins d’environ 0,2 µm. À plus fort burnup, des sous-grains apparaissent également au centre, où la température est plus élevée. Ces transformations résultent de l’action combinée des dommages produits par les produits de fission, dont les pertes d’énergie varient entre contributions électroniques et nucléaires. Les pertes électroniques peuvent générer des traces et des réarrangements de dislocations, tandis que les pertes nucléaires créent des défauts interstitiels et lacunaires tels que boucles de dislocations ou bulles. L’effet couplé de ces mécanismes entraîne notamment un grossissement plus rapide des boucles et une diminution du dommage mesuré en spectroscopie Raman, dépendant possiblement de l’orientation cristalline.
Pour mieux comprendre ces phénomènes, des irradiations par faisceaux d’ions sur matériaux modèles, UO2 monocristallin, seront réalisées afin de déterminer le rôle de l’orientation cristalline. Les plateformes JANNuS-Saclay et MOSAIC permettront des irradiations en simple ou double faisceau afin d’étudier séparément et conjointement les pertes d’énergie nucléaire et électronique. Les échantillons seront caractérisés par RBS, NRA en mode canalisé, spectroscopie Raman (in situ et ex situ), ainsi que ponctuellement par microscopie électronique en collaboration avec le CEA Cadarache. Des expériences sur synchrotron pourront compléter l’étude pour analyser l’évolution des contraintes.
Développement d’outil de modélisation pour la corrosion en milieu poreux
Dans un contexte où la durabilité des matériaux s’avère fondamentale pour la sécurité des
installations et la promotion d’une transition énergétique durable, la maîtrise des phénomènes
de corrosion constitue un enjeu majeur pour des secteurs clés tels que le transport d’énergie
décarbonée via des conduites enterrées et le génie civil (hydrogène, nucléaire, infrastructures
souterraines). Le projet CORPORE s’inscrit dans cette problématique en proposant de
développer des modèles avancés de simulation numérique pour étudier la corrosion en milieu
poreux à l’aide de COMSOL Multiphysics. L’objectif scientifique et technologique principal consiste à élaborer une modélisation multiphysique intégrée des mécanismes électrochimiques et de transport au sein de matériaux
poreux : étude de l’influence couplée de la chimie, des propriétés du réseau poreux et des
interactions matériau-environnement sur l’initiation et la propagation de la corrosion. Cette
démarche permettra d’optimiser les stratégies de protection anticorrosion, de réduire les coûts
de maintenance et d’accroître la durée de vie des structures. Sur le plan de l’état de l’art, la
plupart des modèles se focalisent aujourd’hui sur des milieux homogènes et des approches compartimentées. Notre projet se démarque par l’intégration d’une modélisation mécanistique multi-échelles alliée à l’exploitation de données archéologiques pour une validation sur le long terme.
Développement d’une nouvelle méthode d’analyse de la gamme de fabrication de tubes de gainage pour des réacteurs nucléaires de quatrième génération
L’acier austénitique AIM1 est considéré comme l’alliage de référence pour le gainage combustible des réacteurs de quatrième génération au plomb (RNR-pb) ou au sodium (RNR-Na). Cet alliage, est aujourd’hui en phase de qualification. La mise en solution des carbures de titane est un élément central pour obtenir une microstructure qui résiste bien à l’irradiation et particulièrement au phénomène de gonflement sous irradiation (condensation de lacunes qui forment des cavités dans le matériau). Elle est principalement fonction de la qualité des traitements thermomécaniques qui sont conduits lors des fabrications industrielles. De nouvelles approches de caractérisations fines (couplage Microscopie Electronique – Sonde Atomique Tomographique (SAT) – Pouvoir Thermo-Electrique (PTE)) permettent de préciser les évolutions microstructurales lors des gammes de fabrication.
Dans ce travail de thèse, nous proposons d’étudier un nouveau critère de qualité de fabrication de l’AIM1. L’objectif premier est de préciser dans quelle mesure les variations du Pouvoir Thermo Electrique (PTE) du matériau peuvent contribuer à la mise en place d’une mesure de recette qui puisse être appliquée industriellement. On cherchera à acquérir les connaissances qui permettront d’effectuer une mesure simple pour valider l’état métallurgique des tubes en ayant une connaissance précise des microstructures qui produisent l’intensité du signal PTE.
Cette étude qui associera travail expérimental et modélisation permettra d’acquérir des compétences en Microscopie Electronique en Transmission, Sonde Atomique Tomographique, comportement sous irradiation aux ions et modélisation par dynamique d’amas.
Modélisation à l’échelle atomique de la ségrégation induite par l’irradiation dans les alliages Zr(Nb)
Les gaines des crayons combustibles en alliage de zirconium constituent la première barrière de sûreté des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Les propriétés mécaniques ainsi que les phénomènes d’oxydation ou de croissance sous irradiation sont contrôlés par la microstructure de ces alliages. Afin de permettre une utilisation plus flexible des réacteurs nucléaires dans le mix énergétique tout en garantissant l’intégrité des gaines combustibles en conditions normales de fonctionnement et en conditions accidentelles, il est essentiel de comprendre en détail l’évolution de la microstructure sous irradiation. De nombreuses études mettent en évidence un rôle important du niobium sur cette évolution microstructurale. Par exemple, le couplage de flux de diffusion entre solutés (Nb) et défauts ponctuels créés par l’irradiation génère des ségrégations locales en Nb, ainsi que des précipités qui ne sont pas observés hors irradiation. La modélisation à l’échelle atomique apporte des informations complémentaires aux observations expérimentales qui permettent de confirmer ou d’infirmer certains scénarios d’évolution. L’objectif de cette thèse est d’appliquer aux alliages de zirconium les méthodes et outils de modélisation développés pour étudier les effets d’irradiation dans les alliages ferritiques, et tout particulièrement les phénomènes de ségrégation induite sous irradiation. Nous réaliserons des calculs de structure électronique dans l’approximation de la théorie fonctionnelle de la densité pour quantifier de façon aussi exhaustive que possible les interactions entre le niobium et les défauts ponctuels. À partir de ces données, nous calculerons les coefficients de transport du système ce qui permettra d’avoir une première discussion quantitative des couplages entre solutés et défauts ponctuels et des effets de ségrégation induite sous irradiation.
Etude expérimentale de l’évolution de la microstructure et de la microchimie, à l’échelle nanométrique, des alliages de zirconium sous irradiation
Les alliages à base de zirconium sont utilisés comme matériau de gainage du combustible nucléaire pour les réacteurs à eau pressurisée. En effet, les alliages de zirconium présentent une faible section efficace d'absorption des neutrons thermiques et possèdent de bonnes propriétés mécaniques ainsi qu’une grande résistance à la corrosion. Malgré plusieurs décennies de recherche, de nombreuses questions demeurent concernant l’évolution de la microstructure et de la microchimie des alliages de zirconium sous irradiation et leurs conséquences sur les propriétés de ces matériaux en réacteur.
L'irradiation neutronique dans les matériaux cristallins produit des cascades de déplacements qui génèrent de grandes quantités de défauts ponctuels, lacunes et interstitiels, qui s’agglomèrent pour former des amas. De plus, les éléments d’alliage se redistribuent sous irradiation sous l’influence de cette concentration élevée de défauts ponctuels. Dans les alliages Zr1%Nb on note notamment l’apparition sous irradiation d’une grande densité de nano-précipités riches en niobium. Ce phénomène surprenant semble avoir des conséquences importantes sur le comportement en fluage post-irradiation ou bien sur le comportement en corrosion en réacteur.
Ce travail de thèse, principalement expérimental, a en particulier pour objectif de mieux comprendre ce phénomène de précipitation sous irradiation des nano-précipités riches en niobium. Un alliage de zirconium Zr1%Nb sera irradié par des ions, à différentes doses d’irradiation et différentes températures, puis sera caractérisé par deux techniques expérimentales à une échelle très fine : la microscopie électronique en transmission (MET) et la sonde atomique tomographique (SAT). Ces deux techniques permettront d’accéder à la répartition des éléments chimiques dans le matériau à l’échelle atomique ainsi qu’à la caractérisation des amas de défauts ponctuels présents. Grâce à ces analyses microstructurales à l’échelle nanométrique, un scénario sera proposé pour expliquer le mécanisme de précipitation sous irradiation. Ses conséquences sur le comportement macroscopique seront également discutées. Forts de cette meilleure compréhension des mécanismes à l’échelle microscopique, les performances des alliages de zirconium en réacteur pourront être encore améliorées.
Etude expérimentale et simulation numérique des mécanismes de déformation et du comportement mécanique des alliages de zirconium après irradiation
La gaine des crayons combustibles des Réacteurs à Eau Pressurisée, fabriquée en alliages de zirconium, constitue la première barrière de confinement du combustible nucléaire. En réacteur, la gaine subit un dommage d’irradiation qui affecte ses propriétés mécaniques. Après leur séjour en réacteur, les crayons combustibles sont transportés et entreposés. Lors de ces différentes phases, le dommage d’irradiation dans la gaine est partiellement restauré conduisant à une nouvelle évolution des propriétés mécaniques du matériau. Toutes ces évolutions restent pour l’heure mal comprises.
L'objectif de ce travail de thèse est de mieux comprendre les mécanismes de déformation et le comportement mécanique après irradiation, et après restauration partielle, des alliages de zirconium. L’objectif opérationnel de cette étude est de mieux prédire le comportement des gaines après utilisation et ainsi garantir le bon confinement du combustible nucléaire et des produits de fission.
Dans ce but, des méthodes expérimentales originales seront mises en œuvre et des simulations numériques de pointe seront utilisées. Des irradiations aux ions seront réalisées afin de reproduire le dommage d’irradiation. Des traitements thermiques seront réalisés sur les échantillons après irradiation. Des échantillons seront ensuite tractionnés in situ, après recuit, dans un microscope électronique en transmission, à température ambiante ou en température. Les mécanismes observés à l’échelle nanométrique et en temps réel seront finalement simulés par dynamique des dislocations, aux mêmes échelles de temps et d’espace. Des simulations de dynamique des dislocations à très grande échelle seront également menée afin de déterminer le comportement monocristallin du matériau. En parallèle de cette étude à l’échelle nanométrique, une étude sera également menée à une échelle micrométrique. Des essais de nano-indentation et de compression de micro-piliers seront réalisés afin d’accéder au comportement mécanique après irradiation et recuit. Les résultats d’essais mécaniques seront confrontés aux simulations numériques grande échelle de dynamique des dislocations.
Cette étude permettra de mieux comprendre le comportement mécanique des alliages de zirconium après irradiation et recuit et ainsi de proposer des modèles de comportement prédictifs, basés sur les mécanismes physiques. A terme, ce travail contribuera à l’amélioration de la sureté lors du transport et de l’entreposage des assemblages combustibles usés.