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.
Mesure et évaluation de la dépendance énergétique des données de neutrons retardés du 239Pu
Cette proposition de thèse vise à mesurer et à caractériser l’émission des neutrons retardés émis par la fission du 239Pu. Cet actinide est impliqué dans divers concepts de réacteurs et la connaissance des données nucléaires qui le caractérisent reste actuellement insuffisante, en particulier en spectre rapide. Ce projet comprend une forte composante expérimentale, avec plusieurs campagnes de mesures sur l'accélérateur électrostatique MONNET au JRC Geel, auxquelles le doctorant prendra activement part.
La première étape de cette thèse consistera à intercomparer les méthodes de mesure du flux neutronique (dosimétrie, chambre à fission, détecteur long-counter et scintillateur à protons de recul) puis de les confronter à des calculs Monte-Carlo simulant l’émission des neutrons par interaction de particules chargées (D+T, D+D, p+T). Ce travail permettra d’assurer la bonne caractérisation du flux neutronique, une étape essentielle pour la suite du projet.
Dans un second temps, le doctorant devra reproduire des mesures de neutrons retardés du 238U, à l’aide d’une cible préexistante, dans une logique d’inter-comparaison par rapport à une campagne expérimentale menée en 2023.
Dans un troisième temps, le doctorant réalisera la mesure des rendements en neutrons retardés et des abondances par groupe du 239Pu, sur une gamme d’énergie de neutrons comprise entre 1 et 8 MeV. In fine, il produira une évaluation dépendante de l’énergie et l’intégrera dans un fichier ENDF pour être testée sur différents calculs de réacteur (beta-eff, transitoires de puissance, calibration d’efficacité d’absorbants…). Ces mesures complèteront une étude en spectre thermique menée à l’ILL en 2022 dans le but de former un modèle cohérent pour le 239Pu sur une gamme d’énergie de 0 à 8 MeV.
Ce projet contribuera au fichier de données nucléaires JEFF-4 de l’OCDE/AEN. Il répond à une forte demande de l’industrie nucléaire (soulignée par l’AIEA) pour améliorer la précision des mesures de multiplicité et des paramètres cinétiques des neutrons retardés, contribuant ainsi à une meilleure maîtrise de la sûreté des réacteurs nucléaires ainsi qu’à la réduction des marges de sûreté.
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/IRESNE 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… Avec 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.
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.
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.
Le travail de thèse sera effectué 18 mois au CEA de Cadarache et 18 mois à l’IRSN de Fontenay-aux-Roses.
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.
Mesure intégrale de sections efficaces de capture de produits de fission par la combinaison de techniques d’oscillation et d’activation
Cette thèse s’inscrit dans le cadre du projet POSEIDON (Fission Product Oscillation Experiments for Improving Depletion Calculations), qui porte sur la mesure intégrale des sections efficaces de capture et de diffusion neutroniques des principaux produits de fission contributeurs à la perte de réactivité dans les combustibles irradiés. Il consiste en la mesure, au moyen d’un dispositif d’oscillation en réacteur, de l’effet en réactivité d’échantillons d’isotopes séparés, couplée à la mesure par activation neutronique, dans trois configurations spectrales de cœur : thermique, REP et épithermique.
Une partie de la thèse se déroulera au CEA IRESNE à Cadarache et une partie au Centre de Recherche de la République Tchèque CV Rez. L’étudiante/étudiant participera aux tests et à l’optimisation du dispositif d’oscillation actuellement en cours de fabrication, ainsi qu’à la réalisation des mesures au sein du réacteur expérimental tchèque LR0. La partie de la thèse qui aura lieu à Cadarache portera sur l’analyse des données obtenues. Cette analyse sera réalisée avec des outils de simulation Monte-Carlo. Certaines fonctionnalités nécessaires à l’exploitation des données nécessiteront un développement spécifique au sein des codes par l’étudiante/étudiant.
Une retombée attendue de ces travaux est une meilleure prédiction de la perte de réactivité des cœurs de réacteur en fonction du burn-up. Actuellement, même avec les bibliothèques de données nucléaires internationales les plus récentes, un biais important existe dans l’estimation de cette perte de réactivité.
L’étudiante/étudiant développera des compétences en physique neutronique expérimentale et théorique. Les débouchés incluent les laboratoires de R&D et l’industrie nucléaire.
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.
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.
Construction d'interactions en théorie effective des champs pour la physique nucléaire théorique
La capacité d'un modèle du noyau à donner une description prédictive des phénomènes nucléaires (que ce soit dans un but théorique ou dans l’optique de produire des données nucléaires pour les applications) est conditionnée par la possibilité de construire un cadre théorique systématiquement améliorable, avec des approximations contrôlées et une estimation des incertitudes et biais associés. C'est l'objectif des méthodes dites ab initio, qui reposent sur deux étapes :
1 - La construction d'une interaction inter-nucléons compatible avec la théorie sous-jacente (la chromodynamique quantique) et ajustée dans les noyaux légers, suivant la théorie effective des champs (EFT).
2 - La résolution du problème nucléaire à A corps à une précision donnée (pour la structure ou les réactions) pour faire des prédictions pour tous les noyaux d'intérêt. La spécificité des méthodes ab initio permet et appelle à une propagation des incertitudes provenant de l'interaction jusqu'aux prédictions pour les données nucléaires.
Cette thèse s’inscrit principalement dans la 1ère étape. L'objectif de la thèse est de construire une famille d'interactions ab initio en développant une nouvelle procédure d'ajustement des paramètres de la théorie, appelés constantes de basse énergie (LECs), sur les données expérimentales disponibles (en incluant le calcul de covariances pour des analyses de sensitivité). L'ajustement se fera sur des données de structure mais aussi de réaction dans les noyaux légers. Ceci ouvrira en outre la porte à une nouvelle évaluation des sections p + n -> d + gamma (qui ont de larges incertitudes et sont néanmoins importantes pour les applications de neutronique) dans le cadre moderne des théories effectives de champs.
La thèse est en collaboration entre le CEA/IRESNE Cadarache et l'IJCLab d'Orsay, et sera partagée entre les deux instituts (18 mois au CEA/IRESNE, puis 18 mois à l'IJCLab). Les débouchés de la thèse incluent la recherche et les labos de R&D en physique nucléaire.