Validation de nouveaux schémas de calcul neutronique APOLLO3 des Réacteurs à Eau Légère à l’aide de simulations Monte Carlo multigroupes combinées à une approche perturbative
Le CEA développe depuis une douzaine d’années une plateforme de calcul neutronique déterministe multifilières, APOLLO3, qui commence à être utilisée pour des études de réacteur. Un schéma de calcul classique d’APOLLO3 en deux étapes repose sur une première étape de calculs d’assemblages en réseau infini à deux dimensions en transport fin générant des bibliothèques de sections efficaces multiparamétrées utilisées dans la deuxième étape de calcul de cœur 3D. Dans le cas d’un gros réacteur électrogène, le calcul de cœur nécessite des approximations qui peuvent être plus ou moins fortes suivant le type d’utilisation visée.
Les schémas de calcul de référence, type SHEM-MOC, et industriel, type REL2005, utilisés encore actuellement à l’étape réseau par le CEA et ses partenaires industriels, EDF et Framatome, ont été développés au milieu des années 2000 à partir des méthodes disponibles dans le code APOLLO2.8. Depuis, de nouveaux développements ont vu le jour dans le code APOLLO3 qui ont fait individuellement l’objet de travaux de vérification et validation démontrant leur capacité à améliorer la qualité des résultats à l’étape réseau. On peut citer, entre autre, les nouvelles méthodes d’autoprotection, sous-groupes et Tone, l’utilisation de sources linéaires surfaciques dans les calculs de flux en méthode des caractéristiques, la reconstruction de flux pour les calculs d’évolution isotopique, et nouveau maillage énergétique fin à 383 groupes.
L’objectif de cette thèse est de définir et valider deux nouveaux schémas de calculs réseau pour les applications REL qui intègrent tout ou partie de ces nouvelles méthodes, en visant des temps de calcul raisonnables pour le schéma de référence, et compatibles avec une utilisation en routine pour le schéma industriel (ces schémas ont vocation à être utilisés dans les futures chaînes de calculs du CEA et de ses partenaires). Les schémas de calcul mis en place seront validés à 2D sur des géométries issues de la suite de benchmarks VERA. La validation sera menée en suivant une approche innovante mettant en œuvre des calculs Monte Carlo à énergie continue ou multigroupes et une analyse perturbative des écarts.
Conception d’une expérience de validation du "crédit burnup" RNR dans le RJH
Le Réacteur nucléaire expérimental Jules Horowitz a pour mission première de répondre aux besoins d’irradiation de matériaux et combustibles pour l'industrie nucléaire actuelle et les générations ultérieures. Son démarrage est prévu autour de 2032. La conception des premières vagues de dispositifs expérimentaux du RJH est déjà très avancée, la priorité étant de répondre aux besoins industriels GEN2 et 3. En revanche, un champ reste ouvert à plus long terme, celui d’expériences indispensables à la filière GEN4, alors que l’on ne dispose pas de réacteur d’irradiation à spectre rapide.
L’objectif de la thèse est d’étudier la faisabilité d’expériences dans le RJH et d'autres réacteurs à eau, à des fins de validation de la perte de réactivité de combustibles RNR innovants.
La première partie du travail consiste à identifier et hiérarchiser les produits de fission (PF) contributeurs principaux à la perte de réactivité dans un RNR-Na typique. L'état des connaissances (données nucléaires JEFF4) sera dressé. La deuxième partie correspond à la mesure par activation et l'évaluation de la section efficace de capture des PF RNR stables en spectre rapide. Elle consiste à concevoir, spécifier, réaliser et mettre en œuvre un porte-cible PF-RNR « stables » dans le réacteur de l’ILL ou au poste de reprise du réacteur CABRI (avec écrans aux neutrons thermiques).
La troisième et dernière partie est la conception d’une expérience dans le RJH permettant de générer des PF-RNR et de les caractériser. Elle consiste à concevoir des essais d’irradiation de combustibles en conditions représentatives d’un RNR-Na, pour accéder à l’inventaire PF par spectrométrie sous eau dans le RJH et pesée intégrale de réactivité avant/après irradiation dans CABRI ou un autre réacteur disponible.
La thèse se déroule dans une équipe expérimentée dans la caractérisation neutronique et thermohydraulique du RJH.
Le/La doctorant/e sera aussi accompagné/e par plusieurs experts du département, au fur et à mesure des thématiques abordées. Il/Elle pourra valoriser ses résultats auprès de tous les partenaires de la filière (CEA, EDF, Framatome, Orano, Technicatome etc.).
Modélisation et remontée d’échelle pour un écoulement sodium en ébullition dans les cœurs de RNR
L'ébullition stabilisée dans le sodium est étudiée depuis de nombreuses années au sein du CEA afin d'améliorer la validation des outils de calcul scientifique à l’échelle globale système tels que CATHARE3. Pouvoir reproduire correctement ce phénomène est une question clé liée à la sûreté des réacteurs de 4ème génération à métal liquide (RNR-Na). Lorsqu'une perte de débit non protégée se produit dans le réacteur et que les mesures de sûreté ne sont pas déployées, le liquide de refroidissement (le sodium) peut atteindre la saturation, ce qui risque de conduire à une dégradation de l'assemblage si la convection naturelle ne s’établit pas. Afin d'éviter cette situation, de nouveaux dessins d’assemblages de combustible de RNR-Na fournissent une rétroaction neutronique globalement négative lorsque le sodium entre en ébullition. Pour étudier comment dans cette situation le sodium se comporte et évolue dans l'assemblage, il est nécessaire de modéliser correctement les transferts de quantité de mouvement, de chaleur et de masse. Les codes systèmes comme CATHARE3 couvrent ces situations mais la modélisation doit être améliorée.
Dans cette thèse, on se propose d’utiliser des simulations 3D locales CFD afin d’obtenir une meilleure compréhension des mécanismes d'ébullition du sodium en assemblage de RNR-Na. De nouveaux modèles CFD, tels que la modélisation des grandes interfaces, l'ébullition à la paroi et l'échange de chaleur et de masse à l'interface, seront utilisés pour accéder aux variables locales. Ces informations détaillées seront ensuite transférées au code système 1D via un remontage d'échelle. Une fois ces informations correctement recueillies et transférées, de nouveaux modèles seront développés et mis en œuvre dans le code système. Enfin, ces nouvelles corrélations seront confrontées aux données expérimentales de la base de validation du code CATHARE3. L'objectif final est d’accroître la confiance dans l'outil de simulation 1D CATHARE3 pour prédire l'ébullition du sodium pendant un transitoire de perte de pompe primaire.
La thèse sera développée au sein du Service d’Etudes des Systèmes Innovants au CEA/IRESNE Cadarache avec d'autres doctorants et stagiaires, dans un environnement dynamique et international. Des déplacements au CEA-Saclay et à EDF-Chatou sont prévus pendant la thèse ainsi que la participation à des conférences internationales.
Calcul des sensibilités en neutronique déterministe : développement des méthodologies pour l'étape réseau.
En neutronique, les calculs déterministes reposent généralement sur une approche en deux étapes, appelées étapes réseau et étape cœur. Dans la première, les sections efficaces multi-groupes sont réduites (condensées sur quelques groupes d'énergie et homogénéisées sur des régions de la taille d'un assemblage) en utilisant un petit sous-ensemble du modèle géométrique du système (typiquement, un seul sous-assemblage représentatif d'un modèle répété) afin de réduire la dimensionnalité de l'étape du calcul cœur. Lorsque ces ensembles réduits de sections efficaces sont utilisés pour les analyses de sensibilité du calcul cœur, l'impact de l'étape réseau est généralement négligé. Pour certaines quantités d'intérêt, cela peut conduire à des écarts importants entre les sensibilités calculées et les sensibilités réelles, étant donné que les calculs de transport sur réseau sont essentiels pour véhiculer les informations sur le spectre neutronique local à énergie fine et les effets d'autoprotection des résonances. Il peut y avoir un problème supplémentaire lorsque ces calculs de sensibilité sont utilisés pour fournir un retour d'information sur les évaluations des données nucléaires, ou dans le cas d'études de similitude. Pour résoudre ce problème, plusieurs approches sont disponibles, telles que les calculs directs ou les études de théorie des perturbations, chacune représentant des compromis différents en termes de coût ou de complexité.
L’objectif de cette thèse est par conséquent d’explorer l’état de l’art du domaine, à partir depuis les approches basées sur la force brute jusqu’à celles utilisant la théorie des perturbations avec la possibilité d’en proposer des nouvelles. L’implémentation des méthodes retenu dans des codes de nouvelle génération (comme APOLLO3) permettra enfin d’améliorer la précision des études de sensibilité.
Le doctorant sera basé dans l’unité de recherche en physique des réacteurs du CEA/IRESNE à Cadarache, qui accueille de nombreux étudiants et stagiaires. Les perspectives post-diplôme incluent la recherche dans les laboratoires de R&D nucléaire et dans l'industrie.
Méthodologie de déploiement d'une flotte de réacteurs nucléaires innovants pilotée par les besoins et contraintes du réseau
Les réseaux électriques sont à une société ce que le système sanguin est au corps humain : les pourvoyeurs d’énergie électrique indispensable à la vie quotidienne de tous les organes de la société. Il s’agit de systèmes très complexes qui doivent garantir à tout instant l’équilibre entre la demande des consommateurs et la puissance injectée sur ses lignes via des mécanismes à des échelles spatiales et temporelles différentes.
Cette thèse vise à élaborer une méthodologie d’optimisation du déploiement de réacteurs nucléaires innovants dans des réseaux électriques, adaptée aux besoins et contraintes spécifiques de ceux-ci. Cette approche devra être applicable à une grande variété de réseaux, qu'ils soient insulaires ou de taille continentale, et à divers niveaux de pénétration et technologies d’Energies Renouvelables Intermittentes (EnRI). Les contraintes des réseaux devront traduire leurs besoins en stabilité à court terme (localisation et capacités des réserves inertielles, participation aux services systèmes), à moyen terme (pilotabilité et suivi de charge), ainsi qu’à long terme (disponibilité saisonnière et facteur de charge des moyens de production). Les réacteurs nucléaires innovants pourront appartenir à n’importe quelle filière, étant caractérisés uniquement par des grandeurs macroscopiques telles que la cinétique de montée/descente en charge, les paliers de puissance partielle, la durée avant redémarrage, les capacités de cogénération, etc. ainsi que des données technico-économiques requises pour le dispatching. Concrètement, l’objectif est de pouvoir dresser le portrait-robot (ie. localisation, puissance, cinétique) de flottes de réacteurs nucléaires garantissant un fonctionnement stabilisé des réseaux électriques malgré un fort taux de pénétration d’EnRI. Deux contributions principales sont attendues :
- Apport académique : proposer une méthodologie novatrice pour optimiser le déploiement de systèmes énergétiques de grande dimension comprenant des réacteurs nucléaires innovants, en intégrant à la fois la physique des réseaux électriques et leurs contraintes opérationnelles ;
- Apport industriel : développer des recommandations pour le déploiement optimal de réacteurs nucléaires innovants dans des systèmes électriques intégrant des EnRI, prenant en compte des aspects comme la puissance des réacteurs et leur inertie, leur localisation, les besoins en réserves pour les services systèmes, leur capacité de suivi de charge ou leur disponibilité.
Le doctorant sera basé dans une unité de recherche sur les systèmes nucléaires innovants. À l'intersection de l’étude de la dynamique des réacteurs nucléaires, de la physique des réseaux électriques, et de l'optimisation, cette thèse en énergétique offrira au doctorant l'opportunité de développer une connaissance approfondie sur les systèmes énergétiques de demain et les enjeux qui leur sont associés.
Impact des historiques de puissance sur la chaleur résiduelle des combustibles nucléaires usés
La puissance résiduelle est l’énergie dégagée par la désintégration des radionucléides présents dans le cœur d’un réacteur à l’arrêt. Une connaissance précise de sa valeur moyenne et de sa plage de variations revêt un aspect important pour le design et la sûreté des systèmes de transport et d’entreposage du combustible. Ces informations ne pouvant être mesurées de manière exhaustive, on utilise des outils de simulation numérique pour estimer la valeur nominale de la puissance résiduelle et quantifier ses variations dues aux incertitudes sur les données nucléaires.
Dans cette thèse, on se propose de quantifier les variations de la puissance résiduelle induite par les données de fonctionnement du réacteur, notamment les historiques de puissance, soit la puissance instantanée des assemblages de combustible lors de leur séjour en cœur. Ce travail revêt un challenge particulier puisque les données d’entrée ici ne sont plus des grandeurs scalaires mais des fonctions dépendant du temps. Pour cela, un modèle de substitution de l’outil de calcul scientifique sera développé afin de réduire le temps de calcul. La modélisation globale du problème sera réalisée dans un cadre bayésien à l’aide d’approches de réduction de modèle associées à des méthodes multifidélité. L’inférence bayésienne permettra in fine de résoudre un problème inverse pour quantifier les incertitudes induites par les historiques de puissance.
Le doctorant intègrera l’équipe du Laboratoire des Projets Nucléaires de l’institut IRESNE du CEA Cadarache. Il développera des compétences en simulation neutronique, science des données et réacteurs nucléaires. Il sera amené à présenter ses travaux périodiquement et les publiera dans des revues à comité de lecture.
Etudes expérimentales et théoriques de la génération du moment angulaire nucléaire et de l’énergie d’excitation des fragments de fission
La découverte de la fission en 1939 a profondément modifié notre connaissance de la physique nucléaire. Cette réaction permet de diviser des noyaux lourds comme l'uranium 235, en deux noyaux (fragments) plus légers, tout en libérant une grande quantité d'énergie. Les travaux de recherche sur la fission prennent la forme de modèles nucléaires servant à produire des bases de données nucléaires, qui sont essentiels pour simuler les réacteurs nucléaires. La qualité de ces données est encore insuffisante aujourd’hui, car notre compréhension fine de la fission reste très fragmentaire.
Ce travail de thèse vise à mieux décrire la génération du moment angulaire et l'énergie d'excitation des fragments de fission d’un point de vue expérimental et théorique. Ces recherches permettront à la fois de mieux comprendre le processus sous-jacent et d’améliorer le pouvoir de prédiction des outils de simulations, notamment les modèles utilisés pour calculer les échauffements gamma au sein d’un réacteur. Une partie du travail du doctorant consistera en l’exploitation des données acquises durant une thèse récente. Une autre partie sera la participation à des campagnes expérimentales complémentaires auprès du réacteur nucléaire de l’Institut Laue-Langevin (ILL), à l’aide du spectromètre LOHENGRIN afin de mesurer les rapports isomériques et les distributions en énergie cinétique des fragments de fission.
Le doctorant sera positionné au sein d’un laboratoire de physique nucléaire et de physique des réacteurs. Il développera des compétences en analyse de données, en physique nucléaire ainsi qu’en programmation informatique. Les langages utilisés seront C++ et python. Les débouchés sont la recherche en milieu académique ou industriel, également des postes de Data Scientist.
Modélisation du flux critique à l’aide des méthodes de Boltzmann sur réseau : application aux dispositifs expérimentaux du RJH
Les méthodes LBM (Lattice Boltzmann Methods) sont des techniques numériques utilisées pour simuler des phénomènes de transport dans des systèmes complexes. Elles permettent de modéliser le comportement des fluides en termes de particules qui se déplacent sur une grille discrète (un "réseau" ou lattice). Contrairement aux méthodes classiques, qui résolvent directement les équations différentielles des fluides, les méthodes LBM simulent l'évolution des fonctions de distribution des particules de fluide dans un espace discret, en utilisant des règles de propagation et de collision.
Le choix du réseau dans les méthodes LBM est une étape cruciale, car il affecte directement la précision, l'efficacité et la stabilité des simulations. Le réseau détermine la manière dont les particules de fluide interagiront et se déplaceront dans l'espace, ainsi que la façon dont la discrétisation de l'espace et du temps est effectuée.
Les méthodes LBM présentent un parallélisme naturel, car les calculs à chaque point de la grille sont relativement indépendants. Bien que les méthodes classiques de CFD, basées sur la résolution des équations de Navier-Stokes, puissent aussi être parallélisées, les termes non linéaires peuvent rendre le parallélisme plus difficile à gérer, en particulier pour les modèles impliquant des écoulements turbulents ou des maillages irréguliers. Les méthodes LBM permettent donc, à moindre coût, de capturer des phénomènes complexes. Des travaux récents ont notamment montré qu'il était possible, avec les LBM, de retrouver la courbe de refroidissement de Nukiyama (ébullition en vase) et, ainsi, de calculer avec précision le flux critique. Ce flux correspond à une ébullition en masse, appelée crise d’ébullition, qui se traduit par une dégradation soudaine du transfert thermique.
Le flux critique représente un enjeu crucial pour le Réacteur Jules Horowitz, car les dispositifs expérimentaux (DEX) sont refroidis par de l'eau en convection naturelle ou forcée. Ainsi, afin de garantir le bon refroidissement des DEX et la sûreté du réacteur, il convient de s'assurer que, sur la gamme de paramètres étudiés, le flux critique ne soit pas atteint. Il doit donc être déterminé avec précision.
L'étudiant sera amené, dans un premier temps, à définir un réseau pour appliquer les méthodes LBM sur un dispositif du RJH en convection naturelle. Il consolidera les résultats obtenus en les comparant aux données disponibles. Enfin, des calculs exploratoires en convection forcée (régime laminaire à turbulent) seront menés.
Simulations multiphysiques avec estimation d’incertitudes appliquées aux réacteurs rapides refroidis au sodium
La modélisation multiphysique est essentielle pour l'analyse des réacteurs nucléaires, mais la propagation des incertitudes entre différents domaines physiques (comme les comportements thermiques, mécaniques et neutroniques) est souvent négligée en raison de sa complexité. Ce projet de thèse vise à relever ce défi en développant des méthodes innovantes pour intégrer la quantification des incertitudes dans les modèles multiphysiques.
L'objectif principal est de proposer des approches de modélisation optimales, adaptées à différents niveaux de précision. Le projet explorera des techniques avancées, telles que la modélisation d'ordre réduit et l'expansion du chaos polynomial, pour identifier et classer les paramètres d'entrée ayant l'impact le plus significatif sur les sorties du système, indépendamment de leur domaine physique. Une comparaison entre des modèles « haute fidélité », développés à l'aide des outils de simulation de référence du CEA, et des modèles « best-estimate » conçus pour un usage industriel sera réalisée. Cette analyse comparative mettra en lumière comment les erreurs se propagent dans les différentes approches de simulation.
Les modèles seront validés à l'aide de données expérimentales de SEFOR, un réacteur rapide refroidi au sodium. Ces expériences fournissent des repères précieux pour tester les modèles multiphysiques dans des conditions réalistes de réacteur. Ce projet répond directement au besoin croissant de l'industrie nucléaire pour des outils de modélisation fiables et efficaces, visant à améliorer la sécurité et la performance des réacteurs.
Le candidat évoluera dans un environnement dynamique au CEA, avec accès à des ressources de simulation avancées et des opportunités de collaboration avec d'autres chercheurs et doctorants. Le projet offre également la possibilité de présenter les résultats lors de conférences nationales et internationales, avec des perspectives de carrière solides dans la conception de réacteurs nucléaires, l'analyse de la sûreté et la simulation avancée.
Ajustement d'un modèle d’interaction nucléaire effective et propagation des erreurs statistiques
Au cœur de chaque approche « many-body » utilisée pour décrire les propriétés fondamentales d’un noyau atomique, on retrouve l’interaction effective nucléon-nucléon. Une telle interaction effective doit prendre en compte les effets du milieu nucléaire. Pour l’obtenir, il faut utiliser un protocole d’ajustement complexe qui prend en compte une variété d’observables nucléaires comme les rayons, les masses, les centroïdes des résonances géantes ou encore l’équation d’état de la matière nucléaire autour de la densité de saturation.
Un modèle d’interaction forte très utilisé est celui de Gogny, qui est formé par une combinaison linéaire des constantes de couplages et d’opérateurs avec un facteur de forme radial de type Gaussien [1]. Les constantes de couplages sont déterminées via un protocole d’ajustement sur les propriétés d’un nombre restreint de noyaux, typiquement les noyaux sphériques comme 40-48Ca, 56Ni, 120Sn et 208Pb.
L’objectif premier de cette thèse consiste à développer un protocole d’ajustement de l’interaction nucléaire qui puisse donner accès à la matrice de covariance des paramètres du modèle pour ensuite effectuer une analyse de la propagation des erreurs statistiques sur les observables nucléaires [2].
Après avoir analysé les relations entre paramètres et leurs poids relatifs sur les différentes observables, le doctorant explorera la possibilité de modifier certains termes de l’interaction comme le terme à trois corps ou les effets au-delà du champ moyen.
Le doctorant sera positionné dans une équipe de physiciens nucléaires au sein d’un laboratoire d’étude de physique de l'institut CEA IRESNE situé à Cadarache. Le travail s’effectuera en équipe avec le CEA/DIF. Les principaux débouchés professionnels sont la recherche académique et les organismes de R&D dans le domaine nucléaire.
[1] D. Davesne et al. "Infinite matter properties and zero-range limit of non-relativistic finite-range interactions." Annals of Physics 375 (2016): 288-312.
[2] T. Haverinen and M. Kortelainen. "Uncertainty propagation within the UNEDF models." Journal of Physics G: Nuclear and Particle Physics 44.4 (2017): 044008.