De l’Angström au micron : un modèle d’évolution microstructurale du combustible nucléaire dont les paramètres sont calculés à l’échelle atomique
La maîtrise du comportement des gaz de fission dans le combustible nucléaire (oxyde d’uranium) est un enjeu industriel important puisque leur relâchement ou leur précipitation limite l'utilisation du combustible à forts taux de combustion. Or ces phénomènes sont fortement influencés par l’évolution microstructurale du matériau due aux défauts générés par l’irradiation (création de défauts ponctuels, agrégations de ceux-ci en cavités et bulles de gaz ou en boucles ou lignes de dislocation…). La dynamique d’amas (DA) est un modèle de type cinétique chimique permettant de décrire la nucléation/croissance des amas de défauts, leur contenu en gaz et le relâchement de celui-ci. Ce modèle est paramétré à partir de données de base calculées à diverses échelles (ab initio, potentiels empiriques, Monte Carlo). Ce modèle rend déjà compte d’expériences de recuit d’UO2 implanté en atomes de gaz de fission et a confirmé le fort impact des défauts d’irradiation sur le relâchement gazeux. L’objectif de la thèse est d’une part d’améliorer le modèle et ses paramètres d’entrée, notamment le taux de création de défauts d’irradiation, et d’autre part d’étendre son domaine de validation en le confrontant à de nombreuses expériences issues de thèses récemment soutenues au département (mesure de relâchement gazeux par recuit d’échantillons implantés via un accélérateur d’ions, observation de cavités, bulles de gaz et boucles de dislocation par microscopie électronique à transmission sur des échantillons implantés ou irradiés en pile). Vous serez donc amené à faire évoluer certains des sous-modèles constitutifs de la DA pour interpréter et simuler l’ensemble des expériences disponibles. En parallèle cela permettra d’affiner la paramétrisation du modèle.
Ce sujet de modélisation présente l’intérêt pour d’articuler à une dimension “théorique” (amélioration du modèle), ainsi que de physique numérique (évaluation par en Dynamique Moléculaire des certaines grandeurs thermo-cinétiques des défauts) une dimension “expérimentale” (interprétation d’expériences déjà réalisées, voire conception et suivi de nouvelles expériences). Ainsi, l’approche d’un ensemble varié de techniques d’observation et de mesure vous ouvriront le monde de la physique expérimentale et complèteront votre profil. Vous aurez également à animer des collaborations dans le but d’analyser les données expérimentales, de développer l’outil de calcul ou de spécifier ou réaliser des calculs atomistiques complémentaires. Vous serez accueilli au sein du Laboratoire de Modélisation du Comportement des Combustibles (Institut de recherche sur les systèmes nucléaires pour la production d'énergie bas carbone IRESNE , CEA Cadarache) où vous pourrez bénéficier d’un environnement ouvert et riche en collaborations académiques.
Ce travail offre une position centrale et un point de vue synthétique sur la physique du combustible en irradiation. Il vous permettra de contribuer au développement de la physique numérique appliquée à une démarche multiéchelle de modélisation. Vous découvrirez en quoi des outils de simulation basés sur les données microscopiques les plus fondamentales obtenues par le calcul atomistique permettent de traiter et expliquer des situations pratiques.
Pour aller plus loin :
Skorek (2013). Étude par Dynamique d’Amas de l’influence des défauts d’irradiation sur la migration des gaz de fission dans le dioxyde d’uranium. Univ. Aix-Marseille. http://www.theses.fr/2013AIXM4376
Bertolus et al. (2015). Linking atomic and mesoscopic scales for the modelling of the transport properties of uranium dioxide under irradiation. Journal of Nuclear Materials, 462, 475–495.
Etude du comportement en début de vie du combustible MOX à isotopie dégradée.
La France a fait le choix d'un cycle du combustible nucléaire dit « fermé ». Il consiste à traiter le combustible usé pour récupérer ses matières valorisables (uranium et plutonium), tandis que ses autres composés (produits de fission et actinides mineurs) constituent les déchets ultimes. Le combustible UO2 irradié en Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est ainsi aujourd’hui retraité pour produire du plutonium (PuO2), réutilisé ensuite sous forme de combustible MOX (Mixed Oxide) lui-même irradié en REP : on parle de monorecyclage du plutonium. La solution de multi-recyclage des matières via l’utilisation de combustibles contenant du Pu issu du traitement d’assemblages MOX usés, est une perspective actuellement étudiée au CEA. Ce plutonium multi-recyclé contient une plus forte proportion d’isotopes à forte activité alpha (Pu238,Pu240,Pu 241/Am241), entraînant une auto-irradiation alpha plus sévère que dans les MOX actuels [1]. Ceci exacerbe certains phénomènes physiques [2-5] (gonflement du combustible lié à la précipitation de l’hélium et à la création de défauts cristallins, baisse de la conductivité thermique)[6-8], pouvant altérer son comportement en réacteur.
La thèse proposée vise à étudier l’impact de ces phénomènes sur le comportement en début d’irradiation de combustibles MOX, via une approche expérimentale couplée à la modélisation. Des traitements thermiques seront utilisés pour analyser les mécanismes de guérison des défauts cristallins et le comportement de l’hélium. Diverses techniques expérimentales permettant de caractériser la structure et microstructure (diffraction X, MEB, spectroscopie Raman, microsonde), les densités de défauts (MET), le relâchement d’hélium (KEMS), la reproduction du gradient thermique (laser CLASH) et la mesure de conductivité thermique (laser LAF) seront utilisées. Les résultats alimenteront des simulations pour modéliser la microstructure et les propriétés thermiques.
Cette étude transverse et pluridisciplinaire permettra de mieux appréhender les phénomènes mis en jeu lors de la première montée en puissance pour des combustibles endommagés par l’auto-irradiation alpha, avec un accent tout particulier sur l’impact de l’He produit par décroissance.
Vous serez basé au Laboratoire d'Etude de Conception et d'Irradiation Multi filière au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone du CEA/Cadarache dont vous dépendrez. Vous collaborerez également avec le Laboratoire d'analyses chimiques et caractérisation des MATériaux (LMAT)du CEA/Maroule ainsi que le centre de recherche européen (JRC) de Karlsruhe pour la partie expérimentale. Vous pourrez valoriser vos résultats au travers de publications scientifiques et participations à des congrès. Vous aurez l’occasion d’apprendre ou de vous perfectionner dans plusieurs techniques réutilisables dans d’autres contextes, applicables à de nombreux domaines de la science des matériaux et de l’ingénieur.
[1]O. Kahraman, thésis, 2023.[2]M. Kato et al., J Nucl Mater, 393 (2009) 134–140.[3]L. Cognini et al., Nuclear Engineering and Design 340 (2018) 240–244.[4] T. Wiss et al., Journal of Materials Research 30 (2015) 1544–1554.[5]D. Staicu et al., J Nucl Mater 397 (2010) 8–18.[6] T. Wiss et al.,Front. Nucl. Eng. 4 (2025) 1495360.[7]E.P. Wigner, J. Appl. Phys. 17 (1946) 857–863.[8]D. Staicu et al., Nuclear Materials and Energy 3–4 (2015) 6–11.
Simulation parallèle et raffinement adaptatif de maillage pour des problèmes de mécanique 3D
Le challenge de cette thèse est de mettre en place des méthodes numériques de raffinement adaptatif de maillage pour la mécanique 3D non linéaire adaptées aux calculateurs parallèles.
Ce sujet est proposé dans le cadre du programme et équipements prioritaires de recherche (PEPR) NumPEx (Numérique Pour l’Exascale). Il est intégré dans le Projet Ciblé Exa-MA (Méthodes et Algorithmes pour l’Exascale). La thèse se déroulera au CEA Cadarache au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE), dans l’équipe de développement de la plateforme logicielle PLEIADES, spécialiste de la simulation du comportement du combustible et des méthodes numériques multi-échelles.
Lors d’une simulation par éléments finis, l’adaptation automatique de maillage (ou AMR en anglais, pour Adaptive Mesh Refinement) est devenue un outil incontournable pour réaliser des calculs précis avec un nombre d’inconnues contrôlé. Les phénomènes à prendre en compte, en particulier en mécanique des solides, sont souvent complexes et non-linéaires : contact entre solides déformables, comportement viscoplastique, fissuration… Par ailleurs, ces phénomènes requièrent des modélisations intrinsèquement 3D. Ainsi le nombre d’inconnues à prendre en compte nécessite l’utilisation de solveurs parallèles. Un des défis actuels est donc de combiner méthodes de raffinement adaptatif de maillage et mécanique non linéaire des solides pour une utilisation sur calculateurs parallèles.
Le premier axe de recherche de cette thèse concerne la mise au point d’une méthode de raffinement de maillage (de type block-structured ) pour la mécanique non-linéaire, avec adaptation dynamique de maillage. On s’intéressera ainsi aux opérateurs de projections pour obtenir une solution AMR dynamique précise lors de l’évolution des zones raffinées.
L’autre axe sera dédié au traitement efficace du contact entre solides déformables dans un environnement parallèle. Il s’agira d’étendre des travaux précédents limités à des maillages de contact concordants au cas de géométries de contact quelconques (algorithme de type nœud-à-surface).
L’environnement de développement privilégié sera l’outil MFEM. La gestion des éléments finis et la réévaluation dynamique du maillage adaptatif nécessite d’évaluer (et probablement améliorer) l’efficacité des structures de données impliquées. De grands calculs 3D seront réalisés sur des supercalculateurs nationaux en utilisant des milliers de cœurs de calcul. Cela permettra de s’assurer du passage à l’échelle des solutions mises en place.
Concevoir des outils d’intelligence artificielle pour traquer le relâchement des produits de fission hors du combustible nucléaire.
Le Laboratoire d'Analyse de la MIgration des Radioéléments (LAMIR) au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires (IRESNE) du CEA Cadarache a développé un ensemble de méthodes de mesure pour caractériser le relâchement des produits de fission hors du combustible nucléaire lors d'un transitoire thermique, dont en particulier un dispositif d'imagerie in situ operando. L'ensemble des données obtenues nécessite l'utilisation d'outils numériques de traitement prenant en compte les spécificités de l'instrumentation en milieu nucléaire et les informations recherchées sur les mécanismes physiques.
L'objectif de la thèse sera de développer une approche optimisée du traitement de ces données en s'appuyant sur l'état de l'art des méthodes d'Intelligence Artificielle (IA).
Dans un premier temps, le travail se focalisera sur le traitement des images acquises pendant la séquence thermique pour détecter les mouvements de matière. On cherchera un dispositif de traitement optimal au sens d’un critère numérique choisi rigoureusement.
Dans un second temps, cette approche sera généralisée à l'ensemble des mesures expérimentales obtenues lors d'une séquence thermique. Idéalement, on vise à obtenir un outil qui puisse aider au diagnostic en temps réel d'une expérience.
La thèse sera menée dans un cadre collaboratif entre le LAMIR qui possède une expérience reconnue pour ce qui est de l'analyse du comportement du combustible nucléaire et l'imagerie des phénomènes liés à ces analyses et l’Institut Fresnel de Marseille qui a développé une solide expérience en matière d'analyses d'images et d'IA. Ce cadre multidisciplinaire permettra au doctorant d’évoluer dans un environnement scientifique stimulant et lui permettra de valoriser ses travaux de recherche, en France comme à l’étranger lors de conférences et de publications dans des revues à comités de lecture.
Simulations atomistiques des propriétés thermophysiques du combustible nucléaire métallique UMo
Les alliages d’uranium-molybdène UMo présentent d’excellentes propriétés thermiques et une densité en uranium supérieure à celle de combustibles céramiques tel que l’UO2. C’est notamment pour ces propriétés que l’UMo monolithique est considéré comme un combustible candidat pour les réacteurs de recherche. Il est donc crucial pour le CEA de développer de nouveaux modèles de calcul permettant d’analyser l’évolution des propriétés physico-chimiques de l’UMo en conditions d’irradiation.
Au cours de cette thèse, vous appliquerez des méthodes de calcul à l’échelle des atomes afin d’étudier les propriétés thermophysiques et thermomécaniques, ainsi que la stabilité d’amas de Xe, au sein de monocristaux d’UMo. La première étape de vos travaux consistera à poursuivre le développement de modèles de calcul à l’échelle atomique pour l’UMo entrepris au sein du laboratoire d’accueil. Ces modèles font appel à des méthodes de « machine-learning » pour le développement de potentiels interatomiques, et devront être validés par comparaison aux données expérimentales existantes pour ce matériau. Ils seront ensuite utilisés pour évaluer l’évolution en température et en fonction de l’accumulation de défauts (ponctuels et étendus) de plusieurs propriétés thermophysiques cruciales à la modélisation combustible, telles que les propriétés élastiques, la densité et l’expansion thermique, pour des propriétés thermiques telles que la chaleur spécifique et la conductivité thermique. En collaboration avec d’autres chercheurs du département, vous mettrez en forme ces résultats afin de les intégrer dans les Outils de Calcul Scientifique utilisés pour simuler le comportement des combustibles nucléaires.
Dans un second temps, vous serez en charge d’étendre la validité de vos modèles à la prise en compte de la formation de gaz de fission de type xénon en sein de monocristaux d’UMo. Vous pourrez ainsi simuler la stabilité d’amas de xénon au sein de cristaux d’UMo. Ces calculs, effectués à l’aide de méthodes de dynamique moléculaire classique, seront systématiquement comparés à des observations expérimentales obtenues par microscopie électronique à transmission.
Les résultats obtenus lors des différentes étapes de ce projet seront particulièrement innovants, et feront l’objet de publications scientifiques, ainsi que de présentations dans des conférences scientifiques internationales. L’ensemble de ces travaux vous permettrons de compléter votre formation en acquérant des compétences applicables à de nombreux domaines de la science des matériaux: calculs ab initio, ajustement de potentiels interatomiques par techniques de « machine learning », dynamique moléculaire classique, utilisation des super-calculateurs du CEA, ainsi que de nombreux éléments de physique statistique et de physique de la matière condensée, méthodes dont les membres de l’équipe encadrante sont des spécialistes.
Vous serez accueilli au sein du Laboratoire de Modélisation du Comportement des Combustibles (Institut de Recherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d’Energie bas carbone, IRESNE, CEA Cadarache), une équipe de recherche dynamique où vous pourrez échanger régulièrement avec les autres doctorants et chercheurs du laboratoire. Cet environnement offre de plus de nombreuses opportunités de collaborations nationales et internationales, notamment avec :
• les développeurs et utilisateurs du code de performance combustible MAIA (dédié à l’étude des combustibles pour réacteurs de recherche),
• des chercheurs expérimentateurs du département d’étude des combustibles nucléaires,
• des équipes d’autres centres du CEA (Saclay, CEA/DAM),
• ainsi que des partenaires internationaux.
Ce contexte riche et pluridisciplinaire vous permettra de vous intégrer pleinement à la communauté scientifique dédiée aux matériaux pour les sciences du nucléaire.
[1] Dubois, E. T., Tranchida, J., Bouchet, J., & Maillet, J. B. (2024). Atomistic simulations of nuclear fuel UO2 with machine learning interatomic potentials. Physical Review Materials, 8(2), 025402.
[2] Chaney, D., Castellano, A., Bosak, A., Bouchet, J., Bottin, F., Dorado, B., ... & Lander, G. H. (2021). Tuneable correlated disorder in alloys. Physical Review Materials, 5(3), 035004.
Elaboration d’un combustible d’oxyde d’uranium dopé au manganèse : mécanismes de frittage et évolutions microstructurales
Ces travaux de thèse s’intègrent dans le cadre du développement de combustibles nucléaires aux propriétés améliorées par l’ajout d’un dopant, pour les réacteurs des centrales nucléaires à eau pressurisée.
Dans les réacteurs nucléaires, le combustible est constitué de pastilles de dioxyde d'uranium (UO2) empilées dans des gaines en alliage de zirconium. Ces pastilles, en contact avec la gaine, doivent résister à des conditions extrêmes de température et de pression. L’une des problématiques est de limiter les interactions chimiques pouvant avoir lieu lors de migration de produits de fission du centre vers la périphérie de la pastille avec la gaine. Un exemple représentatif de ce type de phénomène est la corrosion sous contrainte assistée par l’iode, qui peut apparaître lors de transitoires accidentels.
Une stratégie consiste à doper la céramique UO2 par un oxyde métallique afin de piloter la microstructure du matériau mais aussi de modifier son comportement thermochimique afin de limiter aussi bien la mobilité que le caractère corrosif des gaz de fission. Parmi les différents dopants possibles, l’oxyde de manganèse (MnO) constitue une option prometteuse et une alternative potentielle à l’oxyde de chrome (Cr2O3) qui est à ce jour la solution mature industriellement.
Cette thèse s’intéressera à la compréhension du rôle du manganèse sur le frittage de l’UO2, et plus particulièrement la microstructure ainsi que les propriétés finales du combustible. Elle se déroulera au centre CEA de Cadarache, au sein de l’Institut de recherche sur les systèmes nucléaires pour la production d'énergie bas carbone (IRESNE).
Au cours de ces trois années, vous serez accueilli(e) au sein du Laboratoire dédié à l’étude des Combustibles à base d’Uranium (LCU) du Département d’étude des combustibles (DEC), en étroit lien avec le Laboratoire de Modélisation du Comportement des Combustibles (LM2C).
Ces travaux de recherche alliant expérimentation et modélisation pourront ainsi se structurer autour de trois grandes problématiques :
• l’étude de l’influence des conditions de fabrication sur la microstructure de l’UO2 dopé Mn,
• l’étude de l’impact du dopage sur la création de défauts dans l’UO2 et les propriétés associées,
• La contribution à la modélisation thermodynamique du système
U-Mn-O sur la base d’essais expérimentaux.
Vous acquerrez durant cette thèse une expérience solide dans la fabrication et la caractérisation avancée de matériaux innovants, en particulier dans le domaine des céramiques pour l’industrie nucléaire. La valorisation de vos travaux pourra s’effectuer au travers de publications, de brevets, de participations à des congrès nationaux et internationaux.
Vous développerez de nombreuses compétences techniques directement valorisables dans des domaines variés de l’industrie ou de la recherche (énergie, micro-électronique, industries chimique et pharmaceutique).
Poudres d’UO2: Caractérisation morphologique des agrégats et étude de leurs interactions par une approche combinée expérimentale / numérique
Cette thèse s’inscrit dans le cadre de l’optimisation des procédés de fabrication des combustibles nucléaires, qui reposent sur la métallurgie des poudres d’oxyde d’uranium (UO2) et de plutonium (PuO2). Ces poudres présentent une microstructure hiérarchisée, composée de cristallites formant des agrégats rigides, eux-mêmes agglomérés en structures de plus grande taille. La morphologie et les interactions entre agrégats jouent un rôle déterminant dans le comportement macroscopique des poudres — notamment leur coulabilité, leur compressibilité et leur capacité d’agglomération — et conditionnent la qualité des pastilles obtenues après pressage et frittage. Cependant, la caractérisation expérimentale de ces agrégats reste complexe et ne permet pas encore d’établir un lien prédictif entre les procédés de synthèse et les propriétés morphologiques.
L’objectif de cette thèse est de combiner des approches expérimentales et numériques pour caractériser finement les agrégats d’une poudre de référence. D’un point de vue expérimental, des techniques telles que la microscopie électronique à balayage (MEB), la mesure de surface spécifique (BET) et la granulométrie laser seront utilisées pour déterminer la taille, la rugosité et la distribution en taille des particules. En parallèle, des simulations numériques de type Discrete Element Method (DEM) seront utilisées afin de construire un jumeau granulaire fidèle aux propriétés mesurées. Ce jumeau permettra de remonter à la structure interne des agrégats, d’évaluer les forces d’adhésion interparticulaires et d’analyser les phénomènes d’agglomération et de densification en conditions contrôlées.
La thèse se déroulera au CEA Cadarache au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE). L’étudiant sera affecté au Laboratoire de Développement des OCS combustibles PLEIADES (LDOP) qui est spécialiste de la simulation du comportement du combustible (de la fabrication à son comportement sous irradiation) et des méthodes numériques multiéchelles. Elle sera réalisée en collaboration avec le CNRS/LMGC de Montpellier, reconnu internationalement pour ses travaux sur les milieux granulaires, et le Laboratoire des Combustibles Uranium (LCU- CEA Cadarache), qui a une forte expérience sur la caractérisation expérimentale des poudres d’Uranium.
Le doctorant devra montrer principalement des compétences en simulation numérique et dans l’analyse physique des résultats. Il valorisera ses résultats au travers des publications et participations à des congrès et aura l’occasion d’apprendre ou de se perfectionner dans plusieurs techniques (expérimentales et numériques) réutilisables dans d’autres contextes. En particulier, les problématiques liées à la physique des milieux granulaires, qui constituent le cœur de cette thèse, présentent un intérêt industriel marqué et sont communes à de nombreux autres secteurs manipulant des poudres, tels que la pharmacie, l’agroalimentaire ou la métallurgie des poudres.
[Hebrard2004] S.Hebrard, Etude des mécanismes d’évolution morphologique de la structure des poudres d’UO2 en voie sèche, thèse de doctorat, CEA-LSG2M-COGEMA), 2004.
[Pizette2010] P. Pizette, C.L. Martin a, G. Delette, P. Sornay, F. Sans, Compaction of aggregated ceramic powders: From contact laws to fracture and yield surfaces, Powder Technology, 198, 240-250, 2010.
[Tran2025] T.-D. Tran , S. Nezamabadi , J.-P. Bayle, L. Amarsid, F. Radjai , Effect of interlocking on the compressive strength of agglomerates composed of cohesive nonconvex particles, Advanced Powder Technology 36, 2025.
Modélisation Micromécanique du Comportement de Polycristaux aux Interfaces Imparfaites : Application au Combustible UO2 Irradié
Cette thèse a pour objectif d’analyser les propriétés thermomécaniques du combustible UO2, utilisé dans les réacteurs à eau pressurisée (REP), en considérant la présence de défauts microscopiques. Celle-ci se concentre plus particulièrement sur les phénomènes de décohésion intergranulaire, observés à différents stades d’évolution du combustible, notamment en amont de l’initiation et de la propagation de fissures. Cette étude vise à clarifier l’impact de la décohésion sur les propriétés locales et effectives de l’UO2 au cours de son irradiation. Pour cela, la décohésion intergranulaire est modélisée, à l’échelle locale, à l’aide de modèles d’interfaces imparfaites, assurant la continuité de la traction tout en autorisant un saut de déplacement à l'interface entre les différents grains. Ce choix permettra le développement de modèles d'homogénéisation avec des développements théoriques et numériques innovants, à même de retranscrire le comportement du combustible à très haute température, en conditions incidentelles et accidentelles. Ces travaux seront réalisés au CEA Cadarache au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE) en étroite collaboration avec des équipes de recherche nationales et internationales. Les outils développés contribueront à améliorer la compréhension des propriétés du combustible et à renforcer la précision et la fiabilité des modèles existants, notamment ceux intégrés dans la plateforme de simulation PLEIADES du CEA, développée en collaboration avec les industriels français du nucléaire.
Fissuration sous gradient thermique du combustible lors d’une chauffe laser: corrélation d’images, simulation et adaptation du dispositif expérimental.
Le sujet de cette thèse propose de simuler la fissuration du combustible nucléaire, constitué d'une céramique fragile, le dioxyde d'uranium, au cours d’essais de chauffe laser et de comparer par corrélation d'images résultats numériques et expérimentaux. Cette comparaison permettra d'optimiser le dispositif expérimental pour améliorer la qualité des résultats expérimentaux et aller vers une validation quantitative des modèles d'endommagement à gradient utilisés dans les simulations.
Le point de départ de ces travaux est une campagne de fragmentation de pastilles de dioxyde d’uranium par chauffe laser qui a été menée dans le cadre du doctorat d’Hugo Fuentes[1] réalisée dans l'un des laboratoires expérimentaux du l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE) du CEA Cadarache (DEC/SA3E/LAMIR). Cette chauffe permet de reproduire des gradients de température représentatifs des conditions en réacteurs. Pour chaque essai, des films montrant l’évolution des fissures et l’évolution des températures en surface de pastille sont disponibles.
Ces films seront analysés par corrélation d'images [3] grâce à un logiciel interne pour déterminer des conditions aux limites optimales des simulations numériques et extraire les données utiles à la validation des modèles. Les essais seront ensuite modélisés par des modèles d'endommagement à gradient développés dans les thèses de David Siedel et Pedro Nava Soto [2]. En fonction des résultats obtenus, le doctorant pourra optimiser le dispositif et/out l'adapter pour traiter d'autres situations de fonctionnement et mener une nouvelle campagne expérimentale.
Le doctorant sera en interaction forte entre un laboratoire de simulation et un laboratoire expérimental au sein de l'institut IRESNE du CEA Cadarache . Le travail proposé est ouvert et pourra être valorisé par des participations à des conférences nationales ou internationales et l'écriture d'articles scientifiques dans des revues à fort impact.
[1] Fuentes, Hugo, Doualle, Thomas, Colin, Christian, Socié, Adrien, Helfer, Thomas, Gallais, Laurent and Lebon, Frédéric. Numerical and experimental simulation of nuclear fuel fragmentation via laser heating of ceramics. In : Proceeding of top fuel 2024. Grenoble, 29 September 2024.
[2] Nava Soto, Pedro, Fandeur, Olivier, Siedel, David, Helfer, Thomas and Besson, Jacques. Description of thermal shocks using micromorphic damage gradient models. European Solid Mechanics Conference, Lyon. 2025.
[3] Castelier Etienne, Rohmer E., Martin E., Humez B. Utilisation de la dimension temporelle pour ameliorer la
correlation d'images. 20 eme Congres Francais de Mecanique, 2011.
Couplage DEM-LBM pour la simulation de l'éjection de milieux granulaires immergés dans un fluide Compressible sous Hauts Gradients de Pression
Dans les réacteurs à eau sous pression (REP), le combustible est formé de pastilles d’oxyde d’uranium (UO2) empilées dans des gaines métalliques. Lors d’un scénario d’accident de perte de réfrigérant primaire (APRP), la montée rapide de température peut provoquer la déformation et parfois la rupture de ces gaines. Ce phénomène entraîne potentiellement l’éjection de fragments de combustible dans le circuit primaire. L’ensemble de ces mécanismes est appelé FFRD (Fuel Fragmentation, Relocation and Dispersal). La gaine étant la première barrière de sûreté, il est essentiel d’évaluer la quantité de combustible dispersée. Des études expérimentales ont montré que la taille, la forme des fragments, la forme de la brèche et la pression interne influencent fortement l’éjection. Cependant, la rapidité de la première phase de dépressurisation rend les mesures directes difficiles. Les approches numériques, notamment via le couplage fluide-grains (LBM-DEM), offrent une alternative prometteuse. L'Institut IRESNE du CEA Cadarache, à travers la plateforme PLEIADES, développe ces outils pour modéliser le comportement des fragments. Toutefois, la compressibilité du gaz reste à intégrer pour reproduire fidèlement la dépressurisation initiale. Dans ce cadre, le laboratoire de Mécanique, modélisation et Procédés propre M2P2 (CNRS), spécialiste de la modélisation des écoulements compressibles avec la méthode LBM et développeur du logiciel ProLB, apporte son expertise pour intégrer cet effet. La thèse vise donc à concevoir et améliorer un modèle compressible dans le couplage LBM-DEM, à mener une étude paramétrique, et à développer un démonstrateur HPC en 3D capable d’exploiter les supercalculateurs modernes.
Cette thèse CEA sera menée en étroite collaboration entre le Département d’Etudes des Combustibles (DEC) de l’institut IRESNE du CEA de Cadarache et le Laboratoire M2P2 (CNRS). Vous serez localisé majoritairement au M2P2 mais ferez des séjours réguliers au CEA au sein du Laboratoire de simulation des combustibles duquel vous dépendrez. Les approches développées dans cette thèse garantissent un haut niveau scientifique avec de nombreuses applications industrielles potentielles dans et hors domaine nucléaire.