Effet de la radiolyse de l’eau sur le flux d’absorption d’hydrogène par les aciers inoxydables austénitiques en réacteur nucléaire à eau pressurisée

Dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée, les éléments constitutifs du cœur sont exposés à la fois phénomènes de corrosion en milieu primaire, de l’eau pressurisée sous 150 bar et 300 °C environ, et à un flux neutronique. Les aciers inoxydables du cœur subissent des dommages dus à la combinaison du bombardement neutronique et de la corrosion. De plus, la radiolyse de l’eau peut impacter les mécanismes et cinétiques de corrosion, la réactivité du milieu et a priori les mécanismes et cinétique d’absorption d’hydrogène par ces matériaux. Ce dernier point, non étudié encore, peut s’avérer problématique car l’hydrogène en solution solide dans l’acier peut conduire à la modification (et la dégradation) des propriétés mécaniques de l’acier et induire une fissuration prématurée de la pièce. Cette thèse très expérimentale sera centrée sur l’étude de l’impact des phénomènes de radiolyse sur les mécanismes de corrosion et de prise d’hydrogène d’un acier inoxydable 316L exposé au milieu primaire sous irradiation. L’hydrogène sera tracé par le deutérium, et l’irradiation neutronique simulée par irradiation électronique sur accélérateurs de particules. Une cellule perméation existante sera reconfigurée pour permettre de mesurer in operando par spectrométrie de masse le flux de perméation de deutérium à travers un échantillon exposé au milieu primaire simulé en conditions de radiolyse. La distribution de l’hydrogène dans le matériau, ainsi que la nature des couches d’oxydes formées, seront analysées finement à l’aide des techniques de pointe disponibles au CEA et dans les laboratoires partenaires. Le(a) doctorant(e) devra in fine (i) identifier les mécanismes en jeu (corrosion et entrée d’hydrogène), (ii) en estimer les cinétiques et (iii) modéliser l’évolution du flux d’hydrogène dans l’acier fonction de l’activité de la radiolyse.

Etude de l’influence de la microstructure d’un acier 316L élaboré par procédé L-PBF sur ses propriétés mécaniques : caractérisation et modélisation du comportement en fluage et en fatigue

Les recherches sur la fabrication additive pour l'industrie nucléaire montrent que la production de composants en acier austénitique 316L par fusion laser sur lit de poudre (L-PBF) présente des défis techniques, notamment le contrôle des procédés, les propriétés des matériaux, leur qualification et la prédiction de leur comportement mécanique en conditions de service. Les propriétés finales diffèrent des procédés traditionnels, présentant souvent une anisotropie qui remet en question les normes de conception existantes.
Ces différences sont liées à la microstructure unique résultant du procédé L-PBF. La maîtrise de la chaîne de fabrication, de la consolidation à la qualification, nécessite une compréhension des interactions entre les paramètres du procédé, la microstructure et les propriétés mécaniques.
L'objectif de la thèse est d'étudier les relations entre la microstructure, la texture et les propriétés mécaniques de l'acier 316L fabriqué par L-PBF, sous sollicitations statiques ou cycliques. Cela comprend l'influence sur les propriétés de fluage et de fatigue, et le développement d'un modèle de prévision du comportement mécanique. A partir d'échantillons d'acier 316L avec des microstructures spécifiques consolidés par L-PBF, l'étude proposée vise à établir des liens entre la microstructure et les propriétés mécaniques pour mieux prédire le comportement en service.

Simulation numérique polycristalline du comportement mécanique des gaines des crayons combustibles des réacteurs à eau pressurisée

Les crayons combustibles des réacteurs nucléaires à eau pressurisée sont constitués de pastilles d’oxyde d’uranium empilées dans des tubes en alliages de zirconium. En réacteur, ces matériaux subissent des sollicitations mécaniques conduisant à leur déformation irréversible. Afin de garantir la sureté et augmenter la performance des réacteurs, ces déformations doivent être modélisées et prédites de la façon la plus précise possible. De façon à encore améliorer la prédictivité des modèles, le caractère polycristallin de ces matériaux ainsi que les mécanismes physiques de déformation doivent être pris en compte. C’est l’objectif de cette étude qui consiste à développer un modèle numérique multi-échelle à base physique de la gaine des crayons combustible.
Le comportement mécanique des matériaux métalliques est généralement modélisé en considérant ceux-ci comme homogènes. Or, les phénomènes de plasticité cristalline à l’échelle des grains ainsi que le caractère polycristallin de ces matériaux pilotent au premier ordre leur comportement. Afin de prendre en compte leur caractère hétérogène, des modèles polycristallins, auto-cohérents en champ moyen, basés sur la théorie de l’homogénéisation des matériaux hétérogènes sont utilisés depuis de nombreuses années. Récemment, un modèle polycristallin, développé dans un cadre linéaire et isotherme, a pu être couplé à des calculs par éléments finis 1D axisymétriques pour simuler la déformation des gaines en réacteur. Un historique de chargement mécanique complexe, imitant les sollicitations subies par la gaine, a pu être simulé.
L’objectif de ce travail de thèse est d’étendre le domaine d’application de ce modèle notamment en l’appliquant à un cadre non-linéaire afin de simuler des sollicitations à forte contrainte, de l’étendre à des sollicitations anisothermes mais également de réaliser des simulations par éléments finis en 3D avec en chaque élément et chaque pas de temps une simulation par le modèle polycristallin. Ces développements théoriques et numériques seront finalement appliqués à la simulation du comportement des crayons combustibles en situation de rampe de puissance grâce à son intégration à une plateforme logiciel utilisée pour des applications industrielles. Cette approche permettra de mieux évaluer les marges disponibles pour faire fonctionner le réacteur de façon plus flexible, permettant ainsi de s’adapter à l’évolution du mix énergétique et cela en toute sécurité.

Activation thermique du glissement des dislocations vis dans les métaux de symétrie cubique centrée

L'activation thermique du glissement des dislocations joue un rôle essentiel dans la déformation plastique des métaux de structures et donc dans le vieillissement de ceux-ci. Le cas des dislocations vis dans les métaux de symétrie cubique centrée constitue un archétype pour lequel il existe déjà de nombreuses données expérimentales auxquelles nous pouvons confronter les prédictions théoriques issues de la théorie statistique de Vineyard [1,2]. Cette théorie est essentielle car elle permet d'établir une transition d'échelle depuis les calculs atomistiques les plus fins jusqu'aux échelles macroscopiques des tests de déformation.
Dans le cadre de cette proposition de thèse nous souhaiterions tester à l'échelle atomique la théorie statistique de Vineyard en comparant les prédictions de la théorie avec des simulations de dynamique moléculaire [3]. Nos calculs préliminaires ont montré un désaccord notablement important tandis que la même comparaison pour la migration de défauts ponctuels tels que les lacunes ou les interstitiels montrait un bon accord. Si ces résultats sont confirmés il nous faudra établir une correction et mesurer l'impact de cette correction sur les prédictions théoriques associées aux essais de traction.

[1] Vineyard G.H., J. Phys. Chem. Solids 3, 121 (1957).
[2] Proville L., Rodney D., Marinica M-C., Nature Mater. 11, 845 (2012).
[3] Proville L., Choudhury A., Nature Mater. 23, 47 (2024).

Modélisation chimie-mécanique du couplage entre carbonatation, corrosion des armatures et fissuration d’un milieu cimentaire

La corrosion des armatures est une des principales causes de dégradation prématurée des infrastructures en béton, y compris dans le domaine nucléaire où le béton est largement utilisé dans les enceintes de confinement et les structures de stockage de déchets. La carbonatation due à la pénétration du CO2 dans le béton entraîne une baisse du pH de la solution porale, favorisant la corrosion des armatures. Cette corrosion entraine la formation de produits expansifs pouvant provoquer la fissuration du matériau. Le travail de thèse, proposé dans le cadre d’une collaboration au sein d’un projet européen entre le CEA de Saclay, l'École des Mines de Paris - PSL et l'IRSN, vise à développer un modèle numérique pour simuler ces phénomènes. Le modèle combine un code de transport réactif (Hytec) et un code d'éléments finis (Cast3M) pour étudier les effets locaux de la corrosion par carbonatation sur la fissuration du béton. Ce projet s’appuiera sur des travaux expérimentaux réalisés en parallèle permettant de recueillir des données pour identifier les paramètres et valider le modèle. La première partie du travail se concentrera sur la modélisation de la carbonatation des matériaux cimentaires en conditions insaturées, tandis que la deuxième portera sur la corrosion des armatures due à la baisse de pH induite par cette carbonatation. Le modèle décrira la croissance des produits de corrosion et leur expansion induisant des contraintes dans le béton et une possible microfissuration.
Ce projet de recherche s'adresse à un doctorant souhaitant développer ses compétences en science des matériaux, avec une forte composante en modélisation et simulations numériques multi-physiques et multi-échelles. La thèse sera réalisée principalement au CEA de Saclay et à l'École des Mines de Paris – PSL (Fontainebleau).

Corrosion des métaux réactifs dans les nouveaux liants d’enrobage - Etude expérimentale et modélisation hydro-chemo-mécanique

Dans le cadre de la gestion des déchets radioactifs de l'industrie nucléaire, le conditionnement de divers types de déchets métalliques s’avère nécessaire pour un stockage à long terme. Ces déchets, parfois très réactifs et sujets à la corrosion, sont généralement immobilisés dans des conteneurs à l’aide de matrices cimentaires. Des liants innovants (ciments à faible émission de carbone, liants alcali-activés) sont ainsi développés pour améliorer les performances de ce conditionnement. Le projet européen STREAM (dans le cadre de Eurad-2) vise à évaluer les interactions entre les déchets métalliques et ces nouveaux liants. Le travail de thèse proposé consiste alors à étudier la corrosion des métaux réactifs dans les matrices cimentaires sélectionnées, par des méthodes électrochimiques. Un protocole expérimental générique sera élaboré pour évaluer les effets de la croissance des produits de corrosion sur le comportement mécanique du composite matrice/inclusions métalliques, et l’éventuel développement de microfissures. Des caractérisations post-mortem des interfaces métal/liant seront réalisées pour analyser la microstructure et mesurer les propriétés mécaniques des matériaux, en particulier les produits de corrosion. Les résultats alimenteront dans un second temps un modèle couplé Hydro-Chemo-Mécanique (HCM) simplifié, visant à simuler les effets de la corrosion sur le comportement du matériau composite. Ce modèle sera destiné par la suite à être utilisé pour la simulation du comportement de colis de déchets à long terme.
Ce projet de recherche s'adresse à un doctorant souhaitant développer ses compétences en science des matériaux aussi bien dans le domaine expérimental que de modélisation/simulation de phénomènes couplés physico-chimiques.

Impact d’un panache salin en nitrate de sodium sur les propriétés de confinement des matrices cimentaires vis-à-vis des radionucléides

Prédire par la modélisation la migration d’un toxique chimique radioactif à travers un matériau poreux connu de tous tel que le béton est un enjeu sociétal majeur ; en particulier dans le cadre des études liées au stockage des déchets issus de l’industrie nucléaire. Démontrer que le modèle proposé est robuste par des expériences en laboratoire ciblées en conditions physico-chimiques extrêmes est un des défis scientifiques proposé par le CEA dans le cadre de ce projet de recherche.
Le(la) doctorant(e) aura en charge de concevoir, de réaliser et de modéliser des essais expérimentaux de rétention et de diffusion de radionucléides d’intérêt en conditions cimentaires contrôlées ou perturbées par la présence des nitrates à très fortes concentrations. Le résultat principal attendu est la proposition d’un modèle prédictif couplant la chimie en condition de forte force ionique et le transport à travers des matrices cimentaires complexes validé par les données expérimentales acquises sur systèmes simples.
Entouré(e) par une équipe composée d’experts dans le domaine de la mesure et modélisation de la migration de radionucléides en milieu poreux, le/la doctorant(e) pourra développer ou approfondir ses compétences dans les domaines suivants: chimie, chimie analytique, physico-chimie, radiochimie et modélisation.

Développement d’une nuance avancée d’acier austénitique nano-renforcé pour utilisation sous flux intense

Les travaux récents ont montré qu’il était possible d’obtenir des aciers austénitiques ODS (Oxide Dispersion Strengthened – renforcés par dispersion d’oxydes) pour une utilisation sous flux intense. Ces nouvelles nuances commencent à être étudiées pour le nucléaire à travers le monde. Elles devraient présenter des propriétés remarquables, notamment en termes de résistance au gonflement sous irradiation et au fluage, grâce à l’ajout de nano-renforts en densité exceptionnelle (10^23 à 10^24 m-3). Ces aciers ODS sont obtenus par métallurgie des poudres, par co-broyage d’une poudre métallique avec une poudre d’oxyde.
Le but de ce travail est de réussir à fabriquer, grâce à un procédé innovant, des tubes de gainage en acier austénitique ODS. Il conviendra de maitriser la recristallisation de ces tubes, de proposer une première évaluation critique en précisant les relations propriétés/microstructures et en évaluant, par des irradiations aux particules chargées, le comportement sous flux de ce nouveau matériau.
L’étudiant sera formé à la Microscopie Electronique à Balayage et aux techniques qui en découlent (analyse X, EBSD …), à la diffusion centrale, à la réalisation et l’exploitation d’essais mécaniques. Il devra acquérir de bonnes notions en Microscopie Electronique à Transmission et en Sonde Atomique Tomographique. La compréhension du comportement sous irradiation sera guidée par des simulations par dynamique d’amas.

Etude phénoménologique des effets couplés iode/oxygène sur la Corrosion Sous Contrainte induite par l’Iode (CSC-I) des alliages de zirconium

Le cœur des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) des centrales nucléaires est constitué d’assemblages combustibles, dont la gaine, première barrière de confinement du combustible, fait partie. L’Interaction Pastille-Gaine (IPG) consiste en une variation de puissance locale qui se traduit par la dilatation des pastilles combustibles qui imposent une déformation à la gaine. Le couplage du chargement mécanique imposé à la gaine et de l’environnement agressif, dû notamment à la présence d’iode issu de la réaction de fission, engendre un risque de fissuration de la gaine par Corrosion Sous Contrainte par l’Iode (CSC-I).
L’environnement chimique REP est à l’étude au Département d’Etude du Combustible (DEC). Il apparaît que les interactions entre la gaine et son environnement chimique REP résultent d’une compétition entre le zirconium, des gaz corrosifs tels que l’iode (I), l’iodure de tellure (TeI2) et l’oxygène (O2).
Ce sujet de thèse s’inscrit dans une démarche d’étude expérimentale de la CSC-I, dans des conditions mécaniques et chimiques aussi proches que possible des conditions vues par la gaine en REP.
Le travail de thèse s’articulera autour de trois axes principaux. Le premier axe permettra d’étudier l’influence de la contrainte, en fonction de la pO2 et de la pI2 sur la sensibilité à la CSC-I d’éprouvettes en alliage de zirconium. Les essais seront réalisés à l’aide des dispositifs d’essais existants au laboratoire (traction sur C-RING en iode vapeur, essais de pression interne en iode vapeur). Ce point sera accompagné de la modélisation de la CSC-I des alliages de zirconium. Le deuxième axe principal permettra d’étudier l’effet de la température sur la CSC-I à l’aide de ces mêmes dispositifs d’essais. Enfin, le troisième axe devrait permettre d’étudier l’effet sur la CSC-I, d’une zircone épaisse (de quelques microns d’épaisseur) située en paroi interne de gaine.

Développement d’un jumeau numérique d’un équipement industriel : couplage chimie / thermo-hydraulique / corrosion

Ce sujet de thèse s’inscrit dans le cadre de la R&D CEA visant à développer et améliorer les technologies décarbonées pour la production d’énergie, en réponse aux enjeux climatiques. Plus précisément, il s’intègre dans l’étape de traitement-recyclage du combustible utilisé dans les réacteurs nucléaires actuels. La simulation du fonctionnement et du vieillissement de ces équipements est un enjeu majeur pour la pérennisation des activités des usines de traitement-recyclage.
L’objectif de la thèse est de répondre à ces enjeux, en développant une modélisation de la corrosion d’un équipement ou plusieurs équipements des usines en se basant sur leur fonctionnement. Cela nécessitera de coupler des modèles de réactions chimiques (en solution et de corrosion) avec des modèles de thermo-hydraulique. Ces développements seront réalisés à l’aide d’outils de modélisation développés par le CEA.
En permettant de simuler la corrosion de l’équipement, le développement d’un tel modèle permettra d’optimiser sa durée de vie (en cherchant à optimiser son fonctionnement, par exemple) ou d’estimer avec précision (et donc d’anticiper) le moment nécessaire à son remplacement.

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