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.
Apport de l’IA sur les calculs neutroniques déterministes de réacteurs SMR-REP pilotés en eau claire
Face aux enjeux climatiques, la recherche d'énergies propres et fiables se concentre sur le développement de petits réacteurs modulaires à eau sous pression (SMR de type REP), d’une puissance de 50 à 1000 MWth, qui visent à décarboner la production d'électricité et de chaleur dans la prochaine décennie. En comparaison des réacteurs en exploitation, leur taille réduite peut permettre de simplifier leur conception en n'utilisant pas de bore soluble dans l’eau du circuit primaire. Le pilotage repose alors principalement sur le niveau d’insertion des barres absorbantes, qui perturbent la distribution spatiale de puissance lorsqu’elles sont fortement insérées, ce qui provoque des pics de puissance plus prononcés que dans un cœur géré au bore soluble, et complique la gestion de la réactivité. Estimer correctement ces paramètres pose alors des défis en matière de modélisation neutronique, en particulier les effets de l’historique d’insertion des absorbants sur l’évolution isotopique du combustible. Une thèse achevée en 2022 a exploré ces effets à l’aide d’un modèle neutronique analytique, mais des difficultés subsistent car les mouvements d’absorbants neutroniques ne sont pas les seuls phénomènes à influer sur le spectre neutronique. La thèse proposée cherche à développer une méthode alternative qui permette de gagner en robustesse, tout en cherchant à réduire encore les biais de calculs. Une analyse de sensibilité sera réalisée pour identifier les paramètres clés, permettant de créer un méta-modèle utilisant l'intelligence artificielle pour corriger les biais des modèles existants. Ce projet, en collaboration avec l'IRSN et le CEA, permettra d'acquérir une expertise en physique des réacteurs, en simulations numériques et en machine learning.
Etude de la dynamique des réacteurs rapides à sels fondus en convection naturelle
Les réacteurs à sels fondus (RSF) sont présentés comme des systèmes intrinsèquement stables vis-à-vis des perturbations de réactivité du fait du couplage entre température du sel et puissance nucléaire conduisant à un comportement homéostatique du réacteur. Néanmoins, bien que les RSF présentent des caractéristiques intéressantes pour la sûreté, le faible retour d’expérience limite nos connaissances sur leur comportement dynamique, qui restent encore parcellaires. Ce sujet de thèse propose de contribuer au développement d’une méthodologie d’analyse de la dynamique des RSF visant à caractériser les phénomènes complexes de couplage neutronique–thermohydraulique intervenant lors d’un fonctionnement en régime de convection naturelle, ainsi qu’à identifier des séquences de transitoires potentiellement instables, à hiérarchiser les phénomènes physiques source de ces instabilités et à proposer des modèles physiques de ces phénomènes.
Ces travaux contribueront à la définition d’une méthodologie orientée sûreté en soutien aux travaux de conception des RSF à partir de l’étude du comportement dynamique du réacteur en transitoire à travers l’analyse dimensionnelle et l’étude de la stabilité de l’écoulement. Cette méthodologie vise à définir des critères simples et robustes pour garantir la sûreté intrinsèque d’un RSF à spectre rapide, en fonction de ses paramètres de conception et d’opération permettant de respecter les limites du domaine de fonctionnement.
Ce travail de thèse se situe à la croisée de l’analyse théorique des phénomènes physiques régissant le comportement du réacteur, en particulier autour de l’étude des régimes instables (de nature oscillatoire ou divergente) dus au couplage neutronique-thermohydraulique en convection naturelle, et de la mise en place d’outils analytiques et numériques pour la réalisation des calculs visant à caractériser ces phénomènes.
Le doctorant sera positionné au sein d’une unité de recherche sur les systèmes nucléaires innovants. Il développera des compétences en modélisation des RSF et en analyse de sûreté. Il pourra valoriser ses travaux auprès de la communauté internationale de recherche sur les RSF.
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.
Cinétique du front de fusion d’un Matériau à Changement de Phase utilisé pour évacuer la puissance résiduelle d’un réacteur nucléaire innovant
Dans le cadre du développement de réacteurs nucléaires innovants de à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), cette thèse vise à explorer l’utilisation d’un matériau à changement de phase (MCP) pour évacuer la puissance résiduelle. Le MCP étudié dans ce projet est le Zamak, un alliage métallique présentant des caractéristiques intéressantes pour ce type d’applications thermiques.
Certains concepts de RNR-Na intègrent des systèmes de sûreté passifs conçus pour assurer l’évacuation de cette puissance résiduelle, qui correspond à la chaleur dégagée par les fissions retardées et les décroissances radioactives des isotopes du combustible après l’arrêt du réacteur. L'utilisation de matériaux à changement de phase est une option intéressante, permettant d’absorber et de stocker la chaleur grâce à la fusion du MCP, puis de la restituer progressivement.
Le cœur de cette thèse porte sur la modélisation CFD du processus de fusion du Zamak et de la remontée d'échelle vers un outil de calcul simplifié. Le défi principal réside dans la prédiction du comportement du front de fusion, de sa stabilité et de son impact sur la cinétique d'évacuation de la puissance résiduelle. Ce front de fusion est influencé entre autre par l'angle de mouillage, la physico-chimie de l'interface MCP-paroi ou MCP-gaz environnant, qui seront à étudier durant la thèse. Les travaux de recherche porteront donc sur le développement d’un modèle CFD qui intègre ces éléments, avec une approche par enthalpie poreuse, permettant ainsi des simulations prédictives du comportement du MCP dans le système d’évacuation de la puissance résiduelle. Une analyse de remontée d'échelle sera ensuite effectuée.
Le doctorant sera positionné dans une équipe de recherche sur les réacteurs innovants à l’institut IRESNE sur le site du CEA de Cadarache. Les débouchés après la thèse incluent la recherche universitaire, la R&D et l’industrie nucléaire, également dans des secteurs mettant en œuvre des MCP.
Etude systématique des réactions de diffusion des neutrons sur les matériaux de structure d'intérêt pour les applications électronucléaires
Les réactions de diffusion élastique et inélastique sur les matériaux de structure ont un impact non négligeable sur la simulation du transport des neutrons dans ces matériaux. Les données nucléaires des matériaux de structure d’intérêt pour les réacteurs nucléaires et les études de criticité doivent être connues avec une bonne précision sur un large domaine en énergie du neutron incident, allant de quelques dizaines de meV à plusieurs MeV. Or, la méconnaissance de ces réactions empêche d’atteindre la précision souhaitée. Cette proposition de thèse vise à mener une étude systématique des réactions de diffusion au-delà du domaine des résonances résolues jusqu’à 5 MeV, domaine dans lequel ni le formalisme de la Matrice-R ni le modèle statistique Hauser-Feshbach ne sont applicables pour les matériaux de structure. L’absence de modèle nucléaire utilisable nécessite la mise en place d’un nouveau formalisme alimenté par des mesures à haute résolution des distributions angulaires associées aux réactions de diffusion. Ce travail portera plus précisément sur des mesures déjà réalisées (sodium [1], fer [2]) et sera étendu à d’autres éléments étudiés dans le cadre du projet international INDEN de l’AIEA, tels que le cuivre, chrome et nickel. Pour cela, La base de données expérimentales disponible sera complétée dans le cadre de cette thèse par de nouvelles mesures sur les isotopes du cuivre (Cu63 et Cu65). Les mesures seront réalisées au JRC Geel avec le multi-détecteur ELISA. Concernant le cuivre, les benchmarks intégraux de la base de criticité ICSBEP ont révélés plusieurs lacunes dans les bibliothèques JEFF de données nucléaires évaluées qui questionnent indirectement la connaissance des données nucléaires de l’U235. Par exemple, les benchmarks ZEUS, utilisés pour étudier la section efficace de capture de l’U235 dans le domaine en énergie des neutrons rapides, sont très sensibles aux données nucléaires du réflecteur en cuivre. Ce type de benchmark permettra de quantifier l’impact du nouveau formalisme d’évaluation des données nucléaires des matériaux de structure.
Cette étude permettra au candidat d'acquérir des compétences en physique nucléaire expérimentale et théorique, ainsi qu’en physique neutronique. Les résultats obtenus seront valorisés auprès du groupe de travail JEFF de L'Agence pour l'Energie Nucléaire (OCDE/AEN).
[1] P. Archier, Contribution à l’amélioration des données nucléaires neutroniques du sodium pour le calcul des réacteurs de génération IV, Thèse, Université de Grenoble, 2011.
[2] G. Gkatis, Study of neutron induced reaction cross sections on Fe isotopes at the GELINA facility relevant to reactor applications, Thèse, Université Aix-Marseille, 2024.
Modélisation de la polarisation de charges nucléaires des fragments de fission pour l’évaluation des rendements de fission : applications aux noyaux d’intérêt pour le cycle du combustible
La thématique des données nucléaires est centrale pour les applications de l’énergie nucléaire, constituant le pont entre les propriétés « microscopiques » des noyaux et les valeurs clés « macroscopiques » utiles aux calculs de physique des réacteurs et du cycle. Le Laboratoire d’études de Physique de l’institut IRESNE du CEA Cadarache est engagé dans l’évaluation de ces données nucléaires dans le cadre d’un programme développé au sein du groupe JEFF (animé par l’Agence de l’Energie Nucléaire) et d’un Coordinated Research Project de l’AIEA. Le développement récent d’une nouvelle méthodologie d’évaluation des rendements de fission (taux de production des produits de fission après l’émission des neutrons prompts) induite par neutrons thermiques a permis d’améliorer les précisions des évaluations proposées pour la bibliothèque JEFF-4.0 en fournissant leur matrice de covariances. Pour étendre les évaluations de rendements de fission induites par neutrons thermiques au spectre des neutrons rapides, il est nécessaire de développer un couplage des outils d’évaluation actuels avec des modèles de rendements de fission avant émission des neutrons prompts. Ce couplage est indispensable pour extrapoler les études déjà réalisées sur la fission thermique de l’235U et du 239Pu aux noyaux moins connus expérimentalement (241Pu, 241Am, 245Cm) ou étudier la dépendance de ces rendements avec l’énergie cinétique des neutrons incidents. Une des composantes essentielles manquantes est la description de la distribution en charge nucléaire (Z) en fonction de la masse des fragments de fission et de l’énergie du neutron incident. Ces distributions sont caractérisées par un paramètre clé : la polarisation de charge. Cette polarisation traduit un excès (respectivement défaut) de proton dans le pic des fragments légers (respectivement lourds) par rapport à la densité de charges moyenne du noyau fissionnant. Si cette quantité a été mesurée pour la réaction 235U(nth,f), elle est lacunaire pour d’autres énergies de neutrons ou d’autres systèmes fissionnants. Les perspectives de ce sujet portent autant sur l’impact de ces nouvelles évaluations sur les grandeurs-clés pour les applications électronucléaires qu’à la validation des mécanismes de fission décrit par les modèles microscopiques de fission.
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.
Modèles microscopiques de structure nucléaire pour étudier le processus de désexcitation dans la fission nucléaire
Le code FIFRELIN est développé au CEA/IRESNE Cadarache afin de fournir une description détaillée du processus de fission et de calculer avec précision toutes les observables de fission pertinentes. Le code repose en grande partie sur la connaissance détaillée de la structure sous-jacente des noyaux impliqués dans le processus de désexcitation post-fission. Dans la mesure du possible, le code s'appuie sur des bases de données de structures nucléaires telles que RIPL-3, qui fournissent des informations précieuses sur les schémas de niveaux nucléaires, les rapports de branchement et d'autres propriétés nucléaires essentielles. Malheureusement, toutes ces quantités n'ont pas été mesurées, des modèles nucléaires sont donc utilisés.
Le développement de modèles nucléaires avancés est la tâche du groupe de théorie nucléaire nouvellement formé à Cadarache, dont l'expertise principale est l'implémentation de solveurs du problème nucléaire à A corps basés sur des interactions nucléon-nucléon effectives.
Le but de cette thèse est de quantifier l'impact de la fonction de force E1/M1 et E2/M2 sur les observables de fission. Actuellement, cette quantité est principalement estimée à l'aide de modèles simples tels que la Lorentzienne généralisée. Le doctorant devra remplacer ces modèles par des théories entièrement microscopiques basées sur l'interaction effective entre les nucléons via les techniques de type QRPA. Une étude préliminaire a démontré que l'utilisation de modèles macroscopiques (Lorentzienne généralisé) ou microscopiques (QRPA) a un impact non négligeable sur les observables de fission.
Les débouchés de la thèse incluent la recherche académique et les labos de R&D nucléaire théorique et appliquée.