Développement de méthodes d'optimisation avancées pour les scénarios électronucléaires

L’étude des évolutions possibles du parc français d’installations nucléaires s’appuie sur des simulations de scénarios électronucléaires. Le scénario simule avec précision les différents flux de matière du cycle combustible, depuis l’extraction des matières premières, en passant par la fabrication du combustible, l’irradiation en cœur, le refroidissement des combustibles irradiés, leur retraitement éventuel et la mise aux déchets. Le scénario est un formidable outil d’aide à la décision. En revanche, il est extrêmement sensible aux hypothèses initiales considérées, hypothèses entachées d’incertitudes fortes. Les méthodes de calcul de scénarios utilisées aujourd'hui ne permettent pas d'absorber les variations d'hypothèses dues à ces incertitudes.

Pour surmonter cette difficulté, un nouveau champ de recherche a vu le jour ces dernières années, portant sur la robustesse et la résilience des scénarios. On ne cherche alors plus à quantifier les performances d'un scénario figé, mais sa capacité à être rectifié en cas de changement d'objectif ou de contrainte (une variation de la puissance installée par exemple). L'application de ce genre de méthodes demande un grand nombre de calculs, dont la plupart mène à des scénarios non viables.

L'enjeu du travail de thèse est de s'inspirer des méthodes d'optimisation utilisées dans le domaine de la recherche opérationnelle et de la logistique afin de mettre au point des méthodes performantes de production rapide de jeux de données de simulation pour les scénarios. Ces jeux de données générés devront correspondre à des scénarios optimaux pour un ensemble d'objectifs donnés. On pourra alors identifier les scénarios capables de répondre à différents objectifs, et quantifier dans quelle mesure ils peuvent être modifiés pour répondre à de nouvelles contraintes. Dit autrement, ce travail de thèse participe à l'élaboration de scénarios résilients face aux incertitudes de demain.

Implications d'une gestion par lots du combustible de réacteurs nucléaires à sels fondus

De nombreux concepts de réacteurs à sels fondus s’appuient sur une gestion du sel dite continue qui consiste à déverser et soutirer continuellement une quantité de sel combustible du cœur pour compenser la perte de réactivité due à l’épuisement du combustible. Dans cette thèse, on se propose de repenser la conception des réacteurs à sels fondus en proposant une gestion alternative dite par lots. Cette nouvelle gestion consiste à prélever et charger une fraction du volume du cœur après un certain temps d’irradiation et durant une phase de manutention du réacteur. L’objectif d’une telle gestion n’est plus d’optimiser les performances en considérant que les systèmes externes seront à même de répondre aux besoins du réacteur, mais de prendre en compte certaines contraintes technologiques extérieures à la machine. Ce changement de paradigme soulève des interrogations que ce soit au niveau de la neutronique, du cycle du combustible, de la chimie des sels ou encore des notions de sûreté/criticité.

Le doctorant s’attachera dans un premier temps à évaluer l’impact neutronique d’une gestion par lots, au moyen d’études de sensibilité (performances d’incinération/régénération, temps de cycle, volume/masse d’alimentation). S’en suivront des études incorporant les contraintes du cycle comme la fabrication du sel combustible (solubilité des actinides) ou encore le traitement du sel usé (temps de traitement, temps de refroidissement, procédé de traitement) via des calculs de scénario. A terme le doctorant aura développé une méthodologie capable de caractériser un réacteur à sels fondus selon les performances neutroniques, le respect des contraintes imposées par le cycle et les limites inhérentes à la chimie des sels. La démarche pourra ensuite être appliquée à différents types de réacteurs (incinérateur, régénérateur, convertisseur) afin de quantifier les implications d’une gestion par lot d’un RSF par rapport à une gestion continue.

Nous recherchons un candidat de niveau BAC +5 avec une formation en physique des réacteurs. La thèse permettra au candidat de se développer des compétences en conception d’un réacteur de quatrième génération. Il/elle participera ainsi à la communauté scientifique travaillant sur ces systèmes complexes, ce qui lui ouvrira la voie à un emploi dans un laboratoire de recherche.

Etude et utilisation de verres à l’uranium pour la détection des neutrons par voie optique

Le Laboratoire de Dosimétrie, Capteurs et Instrumentation du CEA Cadarache, développe, fabrique et exploite des détecteurs de flux neutroniques qui sont utilisés à proximité immédiate ou à l’intérieur des cœurs des réacteurs nucléaires. En plus des détecteurs classiques (chambres à fissions, collectrons…), le LDCI mène des recherches actives sur des voies de mesures innovantes telles que des détecteurs optiques, semi-conducteurs, scintillateurs fibrés… Dans cette thèse, le laboratoire souhaite explorer le potentiel de verres dopés à l’Uranium. Ces verres sont connus pour produire une vive fluorescence sous différents rayonnements. L’idée maitresse est d’essayer d’exploiter cette fluorescence pour détecter les réactions de fission qui sont induites dans le verre lorsqu’il est exposé à un flux de neutrons. Cela permettrait de développer une nouvelle génération de détecteurs de neutrons par voie optique à mi-chemin entre une chambre à fission et un scintillateur.
Le travail de thèse sera articulé autour de deux grand axes :
- d’une part la compréhension fine des mécanismes de fluorescence, ainsi que la synthèse de verre à l’uranium aux propriétés optimisés pour nos besoins (sensibilité, spectre d’émission, vecteur isotopique…). La synthèse sera effectuée dans des laboratoires partenaires ;
- d’autre part le développement d’une instrumentation dédiée, probablement sous la forme de fibres optiques, pour tester ces prototypes en réacteur.

Conception et réalisation d’un détecteur neutronique optique fonctionnant à haute température. Application à un programme expérimental dans le réacteur JOYO

Dans le cadre du développement des réacteurs rapides de quatrième génération à caloporteur sodium, le Laboratoire de Dosimétrie, Capteurs et Instrumentation du CEA/IRESNE Cadarache travaille sur des systèmes de mesure neutronique innovants capable de résister à des températures de l’ordre de 600°C et insensibles aux phénomènes parasites qui apparaissent à ces régimes. Récemment, un nouveau type de détecteur de neutrons à signal optique (DNO) a été développé au laboratoire. Malgré une interprétation des signaux plus complexe, ce dispositif a l’avantage d’être miniaturisable et n’est intrinsèquement pas soumis aux problèmes de décharges partielles et de courant de fuite qui apparaissent sur les chambres à ionisation en température.
On propose de poursuivre le développement théorique et expérimental des DNO pour les adapter à la haute température. Pour cela, le doctorant développera un modèle pour simuler de la réponse du détecteur. Le doctorant travaillera sur les sections efficaces d’interaction ion lourd-gaz de remplissage ainsi que sur un modèle collisionnel radiatif pour prédire les spectres d’émissions et leur dynamique temporelle. Une partie du travail consistera à dimensionner un détecteur prototype et à le tester à haute température au sein du réacteur TRIGA du JSI. In fine, la qualification du détecteur fera partie d’un programme d’essais dans le réacteur de recherche JOYO prévu à partir de 2026.

Simulations thermohydrauliques d’écoulements turbulents par la méthode de la frontière immergée pour des dispositifs de sûreté innovants de réacteurs nucléaires

Le Laboratoire d’études et de modélisation de systèmes du CEA/IRESNE à Cadarache étudie des dispositifs passifs de minimisation du débit d’eau sortant de la cuve d'un réacteur à eau pressurisée et de gestion des réserves d’eau disponibles pour les injections de sûreté, en cas d’accident de perte de réfrigérant primaire. Ces dispositifs, tels les limiteurs de débit en cuve ou les accumulateurs avancés, fonctionnent sur le principe des diodes hydrauliques, afin d’empêcher ou de retarder le dénoyage du cœur et sa possible dégradation.
Cette thèse porte sur la modélisation numérique par la méthode de Frontière Immergée (Penalized Direct Forcing, PDF) d’écoulements thermohydrauliques en régime turbulent sous diverses discrétisations spatiales. La technique d’introduction d’un terme de forçage direct dans les équations de Navier-Stokes permet de prendre en compte des obstacles dans un écoulement incompressible. Elle associe méthodes de projection et de pénalisation des vitesses. Elle conduit à un traitement naturel des conditions aux limites pour la correction de pression aux bords des obstacles. Le doctorant s’appuiera sur les acquis de deux thèses récentes dédiées à la simulation d'écoulements laminaires ou turbulents par la méthode PDF en discrétisation spatiale Éléments Finis dans un modèle scalaire de la turbulence. Il étendra ces travaux aux autres discrétisations spatiales (Volumes Éléments Finis, Volumes Différences Finies) et aux équations d’évolution de la turbulence. Il réalisera la vérification-validation de la méthodologie de calcul sur des cas-tests académiques et il appliquera la méthode à la simulation des diodes hydrauliques.
Le doctorant développera des compétences en simulation thermohydraulique et méthodes numériques

Analyse et simulation thermohydraulique multi-échelles des transitoires dimensionnants d’un concept innovant de réacteur nucléaire calogène

Le Laboratoire de préconception et optimisation des systèmes du CEA/IRESNE à Cadarache travaille sur des concepts innovants de réacteurs nucléaires à des fins de décarbonation de secteurs industriels et urbains (électricité flexible, chaleur, froid, carburant de synthèse, hydrogène). L’un de ces concepts innovants est le réacteur à eau passif ARCHEOS dédié à la fourniture de chaleur (calogène) et pensé pour être intrinsèquement sûr et simple d’exploitation. L'enjeu de la thèse est de comprendre et d'analyser le fonctionnement thermohydraulique de ce réacteur dont la particularité est de fonctionner complètement en circulation naturelle, ce qui est inédit dans le domaine. Cela passera par l’identification de scénarios normaux et accidentels et par leur simulation à l’échelle du réacteur complet. Des propositions d’évolution du concept pourront émerger à la suite de cette recherche. Ces simulations s’accompagneront d’une analyse physique approfondie des phénomènes thermohydrauliques pouvant intervenir au cours des scénarios étudiés, qui seront mis en évidence par la simulation à différentes échelles : du 1D au 3D CFD en passant par le 3D poreux. Ceci se fera à l’aide des logiciels CATHARE3 et Neptune_CFD. Travailler sur un tel concept innovant de réacteur nucléaire représente une très belle opportunité pour un(e) doctorant(e). Cette expérience sera formatrice sur de nombreux sujets : la sûreté nucléaire, la conception innovante, la simulation thermohydraulique à plusieurs échelles et notamment avec le code CATHARE3 très utilisé dans la recherche et l’industrie nucléaire française, la physique des réacteurs en régimes transitoires.

Simulation Monte Carlo de la fonction de transfert d’un réacteur nucléaire pour l’exploitation de mesures de bruit neutronique

La population de neutrons dans un réacteur fluctue en raison du caractère aléatoire de l’émission des neutrons et des différentes sources de vibrations mécaniques qui peuvent impacter les sections efficaces neutroniques. Le réacteur peut alors être vu comme un système associé à une fonction de transfert qui relie une excitation (la vibration ou le caractère aléatoire de l’émission des neutrons par fission) à la population de neutrons. L’étude et la mesure de cette fonction de transfert permettent de remonter à des paramètres neutroniques essentiels liés à la cinétique d’émission des neutrons retardés, ou bien même à la source de vibrations. Or, l’expression théorique de cette fonction de transfert est le plus souvent basée sur la cinétique du réacteur ponctuel qui dans certains cas ne permet pas d’exploiter avec fiabilité les mesures réalisées.
Dans ce travail de thèse, on propose d’étudier différentes extensions du formalisme de la fonction de transfert neutronique au moyen de simulations Monte Carlo. Dans un premier temps, on simulera des fluctuations à l’aide d’un code simplifié en C++ afin de confirmer les hypothèses des équations théoriques du « bruit neutronique » qui peuvent être utilisées pour « mesurer » la fraction effective de neutrons retardés. Dans un second temps, il s’agira d’utiliser des outils plus fidèles à la réalité couplant un transport des neutrons dans la matière "analogue" (c’est à dire au plus proche de la réalité) par méthode Monte Carlo (TRIPOLI-4) à un code simulant l’émission détaillée des neutrons (FIFRELIN) afin d’interpréter des mesures passées. Enfin, un dernier volet de la thèse sera dédié aux applications pratiques que pourraient avoir la mesure de ces fluctuations dans l’exploitation de petits réacteurs.

Simulations multiphysiques avec estimation d’incertitudes appliquées aux réacteurs rapides refroidis au sodium

La modélisation multiphysique est un outil puissant pour l'analyse des réacteurs nucléaires, mais la propagation des incertitudes entre les physiques est souvent négligée car complexe. Cette thèse propose des approches innovantes pour améliorer la modélisation multiphysique en prenant en compte ces incertitudes. L'objectif principal est de proposer des approches de modélisation optimales adaptées à diverses exigences de précision. Cette recherche répond à des attentes fortes de la part des chercheurs etdes professionnels de l'industrie qui souhaitent utiliser des modèles multiphysiques.
La thèse évaluera d’abord diverses techniques de propagation d'incertitude applicables aux simulations multiphysiques. Cela implique d'explorer la modélisation par substitution à travers des avenues telles que la modélisation d'ordre réduit et l'expansion du chaos polynomial. L'intention est d'identifier et de classer les paramètres d'entrée ayant l'impact le plus significatif sur les sorties du système, indépendamment de leur domaine physique. Ensuite, la propagation de l'incertitude sera effectuée en utilisant deux types de modélisation de base : un modèle « haute fidélité » basé sur les outils de simulation de référence du CEA et un modèle de « meilleure estimation » qui intègre la finalité "industrielle" des calculs. Les similitudes et les différences entre ces approches seront analysées pour mettre en évidence la propagation des biais du modèle dans les cas considérés.
Ces évaluations de l'incertitude, en utilisant les méthodes décrites, seront testées sur un ensemble étendu d’expériences effectuées dans le réacteur SEFOR, un réacteur rapide refroidi au sodium qui offre une ressource précieuse pour valider les modèles multiphysiques.

Mesures des corrélations entre observables de fission pour contraindre les modèles de désexcitation des fragments de fission

Le Laboratoire d’études de physique du CEA/IRESNE à Cadarache développe depuis une dizaine d’années un code Monte-Carlo dénommé FIFRELIN capable de simuler les noyaux (fragments) issus d’une réaction de fission et de prédire leur désexcitation par émission de neutrons, gamma et électrons. Grâce à cet outil, le calcul d’un grand nombre « d’observables de fission » dont la physique des réacteurs a besoin devient ainsi possible. Cependant, il est nécessaire de valider les modèles implémentés dans le code. Une façon de faire est de réaliser des expériences dites multi observables que FIFRELIN cherchera à reproduire en affinant les modèles et/ou les paramètres de ces modèles. Ces expériences multi-observables consistent à mesurer en coïncidence les deux fragments de fission ainsi que les neutrons et gamma prompts émis par ces fragments, afin de mettre en évidence les corrélations entre ces observables. C’est précisément la vocation du dispositif VESPA++, récemment développé par le Centre Commun de Recherche de la Commission Européenne situé à Geel en Belgique (JRC-Geel).
Deux phases de 18 mois environ sont prévues au cours de cette thèse. Une phase expérimentale durant laquelle l’étudiant(e) sera détaché(e) au JRC-Geel. L’étudiant(e) se familiarisera alors avec le fonctionnement du dispositif VESPA++, participera aux expériences et analysera les données brutes récoltées. Une deuxième phase sera consacrée à l’amélioration des modèles implémentés dans FIFRELIN afin de reproduire les résultats expérimentaux. Lors de cette seconde phase, l’étudiant(e) sera basé(e) à Cadarache.

Modélisation des sections efficaces nucléaires ab-initio combinant théorie de la matrice R et fonctions de Green auto-cohérentes

La physique nucléaire microscopique vise à modéliser les propriétés de structure et de réaction des noyaux atomiques en se plaçant à l’échelle des nucléons avec comme ingrédient de base l’interaction élémentaire entre nucléons. Parmi les approches microscopiques, les méthodes ab-initio s’appuient sur des interactions dérivées de manière systématique via une théorie effective de la Chromo-Dynamique Quantique et ajustées dans les systèmes légers. La description quantique de N corps en interaction est transcrite dans une fonction d’onde solution de l’équation de Schrödinger à N corps. Plusieurs stratégies ont été élaborées pour approcher une solution exacte. Parmi elles, la théorie des fonctions de Green auto-cohérente reformule le problème à N corps en substituant la fonction d’onde inconnue par des fonctions de Green. Un aspect intéressant de cette théorie est qu’elle fait intervenir un champ – systématiquement améliorable – pouvant décrire l’interaction « ressentie » par un nucléon approchant le noyau. Ce champ – la « self-energy » – utilisé dans le calcul de la structure d’un noyau isolé est donc utilisable pour traiter les réactions nucléaires impliquant ce noyau.
Dans un premier temps, l’étudiant devra assimiler le formalisme et prendre en main les outils associés, notamment le code HFB sphérique sPAN donnant les contributions à l’ordre 1 dans le formalisme des fonctions de Green. Les diagrammes d’interaction correspondant à l’ordre supérieur devront ensuite être implémentés. Enfin la self-energy obtenue sera utilisée pour représenter des réactions nucléaires, notamment en s’appuyant sur la théorie de la matrice-R qui permet de décrire l’état d’un nucléon dans le continuum, c’est-à-dire non-lié au noyau. Cette approche permet de traiter à la fois les contributions directe et d’échange de l’interaction du nucléon avec le noyau.

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