Impact de la microstructure dans le dioxyde d’uranium sur de l’endommagement balistique et électronique
Au-delà de 40 GWd/tU, la périphérie des pastilles développe une microstructure spécifique appelée High Burnup Structure (HBS), caractérisée par la subdivision des grains initiaux en grains très fins d’environ 0,2 µm. À plus fort burnup, des sous-grains apparaissent également au centre, où la température est plus élevée. Ces transformations résultent de l’action combinée des dommages produits par les produits de fission, dont les pertes d’énergie varient entre contributions électroniques et nucléaires. Les pertes électroniques peuvent générer des traces et des réarrangements de dislocations, tandis que les pertes nucléaires créent des défauts interstitiels et lacunaires tels que boucles de dislocations ou bulles. L’effet couplé de ces mécanismes entraîne notamment un grossissement plus rapide des boucles et une diminution du dommage mesuré en spectroscopie Raman, dépendant possiblement de l’orientation cristalline.
Pour mieux comprendre ces phénomènes, des irradiations par faisceaux d’ions sur matériaux modèles, UO2 monocristallin, seront réalisées afin de déterminer le rôle de l’orientation cristalline. Les plateformes JANNuS-Saclay et MOSAIC permettront des irradiations en simple ou double faisceau afin d’étudier séparément et conjointement les pertes d’énergie nucléaire et électronique. Les échantillons seront caractérisés par RBS, NRA en mode canalisé, spectroscopie Raman (in situ et ex situ), ainsi que ponctuellement par microscopie électronique en collaboration avec le CEA Cadarache. Des expériences sur synchrotron pourront compléter l’étude pour analyser l’évolution des contraintes.
Développement d’outil de modélisation pour la corrosion en milieu poreux
Dans un contexte où la durabilité des matériaux s’avère fondamentale pour la sécurité des
installations et la promotion d’une transition énergétique durable, la maîtrise des phénomènes
de corrosion constitue un enjeu majeur pour des secteurs clés tels que le transport d’énergie
décarbonée via des conduites enterrées et le génie civil (hydrogène, nucléaire, infrastructures
souterraines). Le projet CORPORE s’inscrit dans cette problématique en proposant de
développer des modèles avancés de simulation numérique pour étudier la corrosion en milieu
poreux à l’aide de COMSOL Multiphysics. L’objectif scientifique et technologique principal consiste à élaborer une modélisation multiphysique intégrée des mécanismes électrochimiques et de transport au sein de matériaux
poreux : étude de l’influence couplée de la chimie, des propriétés du réseau poreux et des
interactions matériau-environnement sur l’initiation et la propagation de la corrosion. Cette
démarche permettra d’optimiser les stratégies de protection anticorrosion, de réduire les coûts
de maintenance et d’accroître la durée de vie des structures. Sur le plan de l’état de l’art, la
plupart des modèles se focalisent aujourd’hui sur des milieux homogènes et des approches compartimentées. Notre projet se démarque par l’intégration d’une modélisation mécanistique multi-échelles alliée à l’exploitation de données archéologiques pour une validation sur le long terme.
Propriétés chimiques et mécaniques des aluminosilicates N-A-S-H de géopolymère
Le conditionnement des déchets nucléaires de faible et moyenne activité repose principalement sur les ciments, mais leurs limites face à certains déchets (métaux réactifs, huile) imposent d’explorer de nouveaux matériaux plus performants. Les géopolymères, et en particulier ceux constitués d’aluminosilicates de sodium hydratés (système Na2O–Al2O3–SiO2–H2O, noté N–A–S–H) apparaissent comme une alternative prometteuse grâce à leur compatibilité chimique avec certains types de déchets.
Cependant, malgré l’intérêt croissant pour les géopolymères, des verrous scientifiques subsistent : 1/ les données thermodynamiques disponibles sur les N-A-S-H sont encore parcellaires, rendant difficile la prédiction, via la modélisation, de leur stabilité à long terme, 2/ le rôle de leur structure atomique dans leur réactivité reste incompris, 3/ les liens entre composition chimique (rapport Si/Al) et propriétés mécaniques ne sont pas établis, ce qui limite la représentativité des modèles créés.
En combinant expérimentation et modélisation pour relier structure atomique et propriétés, cette thèse a pour but d’obtenir des données inédites et robustes sur les propriétés chimiques et mécaniques des N-A-S-H. Elle s’articule autour de trois objectifs majeurs: 1/ déterminer l’impact de la composition des N-A-S-H sur leur dissolution et établir des constantes thermodynamiques de solubilité, 2/ caractériser leur structure atomique (aluminols, silanols, environnements hydratés) par spectroscopie RMN avancée, 3/ relier leurs propriétés mécaniques, mesurées par nano-indentation, à leur structure et à leur composition, en s’appuyant sur la modélisation par dynamique moléculaire.
Passage à l'échelle des simulations de dynamique des dislocations pour l'étude du vieillissement des matériaux du nucléaire
Les matériaux utilisés dans les systèmes nucléaires de production d'énergie sont soumis à des sollicitations mécaniques, thermiques et d'irradiation, conduisant à une évolution progressive de leur tenue mécanique. La compréhension et la modélisation des mécanismes physiques impliqués est un enjeu important.
La simulation par Dynamique des Dislocations vise plus particulièrement à comprendre le comportement du matériau à l'échelle du cristal en simulant de façon explicite les interactions entre les dislocations, la microstructure et les défauts cristallins induits par l'irradiation. Le CEA, le CNRS et l'INRIA développent à cet effet le code de calcul NUMODIS depuis 2007 (Etcheverry 2015, Blanchard 2017, Durocher 2018).
Des travaux plus spécifiques aux alliages de zirconium (Drouet 2014, Gaumé 2017, Noirot 2025) ont permis de valider et enrichir la capacité de NUMODIS à traiter ces mécanismes physiques individuels en les confrontant directement à l’expérience, via des essais de traction in situ sous microscope électronique en transmission. Ces études se trouvent néanmoins limitées par l’incapacité actuelle du code NUMODIS à traiter un nombre suffisamment élevé et représentatif de défauts, et ainsi d’obtenir le comportement mécanique du grain (~10 microns).
L'objectif du travail proposé est de mettre en place de nouveaux algorithmes pour étendre les fonctionnalités du code, proposer et tester de nouveaux algorithmes numériques, paralléliser certaines parties encore traitées séquentiellement et finalement de démontrer la capacité du code à simuler le mécanisme de canalisation de la déformation dans un grain de zirconium irradié.
Les travaux porteront en priorité sur les algorithmes de calcul des vitesses, de formation de jonctions et d’intégration en temps, nécessitant à la fois une maîtrise de la physique des dislocations et des méthodes numériques correspondantes. Des algorithmes d’intégration proposés récemment par l’université de Stanford et au LLNL seront à cet effet implémentés et testés.
Un travail important sera également consacré à l’adaptation du code actuel (parallélisme hybride MPI-OpenMP), aux nouvelles machines de calcul faisant la part belle aux processeurs GPU, via l’adoption du modèle de programmation pour le calcul intensif Kokkos.
S’appuyant à la fois sur les travaux expérimentaux et numériques précédents, cette étude se terminera par la démonstration de la capacité de NUMODIS à simuler le mécanisme de canalisation dans un grain de zirconium irradié, et à identifier voire modéliser les principaux paramètres physiques et mécaniques impliqués.
A l’interface entre plusieurs domaines, le candidat devra avoir de bonnes bases en physique et/ou en mécanique, tout en étant à l’aise en programmation et en analyse numérique.
Références :
1. Etcheverry Arnaud, Simulation de la dynamique des dislocations à très grande échelle, Université Bordeaux I (2015).
2. Blanchard, Pierre, Algorithmes hiérarchiques rapides pour l’approximation de rang faible des matrices, applications à la physique des matériaux, la géostatistique et l’analyse de données, Université Bordeaux I (2017).
3. Durocher, Arnaud, Simulations massives de dynamique des dislocations : fiabilité et performances sur architectures parallèles et distribuées (2018).
4. Drouet, Julie, Étude expérimentale et modélisation numérique du comportement plastique
des alliages de zirconium sous et après irradiation (2014).
5. Gaumé, Marine, Étude des mécanismes de déformation des alliages de zirconium
après et sous irradiation (2017).
6. Noirot, Pascal, Etude expérimentale et simulation numérique, à l'échelle nanométrique et en temps réel, des mécanismes de déformation des alliages de zirconium après irradiation (2025).
Rupture ductile sous chargement oligocyclique des matériaux irradiés : Caractérisation expérimentale, modélisation et simulation numérique
Les alliages métalliques utilisés dans les applications industrielles ont le plus souvent un mode de rupture ductile par germination, croissance et coalescence de cavités internes. Les cavités apparaissent du fait de la rupture d’inclusions, croissent sous l’effet du chargement mécanique jusqu’à se rejoindre, conduisant à la ruine de la structure. La résistance à l’amorçage et à la propagation de fissure résulte de ce mécanisme. La prédiction de la ténacité passe donc par la
modélisation de la plasticité des matériaux poreux. Le comportement de matériaux poreux a été très étudié tant d’un point de vue expérimental que théorique et numérique dans le cas de chargement mécanique monotone en grandes déformations, conduisant à des lois de comportement permettant de simuler la rupture ductile de structure. Le cas des chargements mécaniques cycliques à faible nombre de cycles et / ou impliquant de faibles niveaux de déformations a comparativement été peu étudié, alors même que ce type de chargement est d’intérêt dans les applications industrielles, par exemple dans le cas de séisme. Dans cette thèse, l’effet de chargements oligocycliques sur les propriétés de rupture ductile sera investigué de manière systématique d’un point de vue expérimental, théorique et numérique. Des campagnes d’essais seront réalisées sur différents matériaux utilisés dans les applications nucléaires et pour différentes conditions de sollicitations mécaniques afin de quantifier l’effet des chargements oligocycliques sur la déformation à rupture et
la ténacité. En parallèle, des simulations numériques seront effectuées afin d’obtenir une base de données étendue concernant le comportement plastique de matériaux poreux sous chargement cyclique en s’intéressant en particulier aux effets de l’élasticité, de la porosité, du chargement mécanique et de distribution spatiale de cavités. Ces simulations numériques seront utilisées pour valider des modèles analytiques développés au cours de la thèse visant à prédire l’évolution de la porosité et la contrainte d’écoulement. Enfin, les modèles seront implémentés sous la forme de lois
de comportement et utilisés pour simuler les essais expérimentaux.
Simulations hydrodynamiques de matériaux poreux pour l'endommagement ductile
Le comportement mécanique des matériaux métalliques sous sollicitation fortement dynamique (choc), et en particulier leur endommagement, est une thématique d'intérêt pour le CEA-DAM. Pour le tantale, l'endommagement est de nature ductile : par germination, croissance et coalescence de pores (vides) au sein du matériau. Les modèles usuels d'endommagement ductiles ont été développés à partir d'hypothèses simplificatrices de pores isolés dans la matière. Cependant des études récentes par simulations directes décrivant explicitement une population de pores répartis dans le matériau (ainsi que des observations expérimentales après rupture) ont montré l'importance de l'interaction entre pores pour la prévision de l'endommagement ductile. Toutefois, les mécanismes microscopiques de cette interaction restent à élucider. De plus, ces études numériques doivent être étendues aux échelles de longueur et de vitesses de sollicitation d'intérêt.
L'objectif de la thèse est d'étudier les phases de croissance et de coalescence de l'endommagement ductile au travers de simulations numériques directes d'un milieux poreux soumis à une sollicitation dynamique. Des simulations hydrodynamiques, dans lesquelles des pores seront maillés explicitement au sein d'une matrice continue, seront utilisées afin de se placer aux échelles d'intérêt de temps et de longueur. Le suivi de la population de pores au cours de la simulation renseignera à différents niveaux sur l'influence de l'interaction entre pores pendant l'endommagement ductile. D'abord, le comportement du massif sera comparé à celui prédit par les modèles classiques à pores isolés, montrant l'effet macroscopique de l'interaction entre pores. On s'intéressera également à l'évolution de la distribution de tailles dans la population de pores. Enfin, un dernier objectif sera de comprendre l'interaction microscopique pore à pore. Afin de tirer parti de la richesse des résultats de simulation, des approches issues de l'intelligence artificielle (réseau de neurones sur le graphe associé à la population de pores) seront utilisées afin d'apprendre le lien entre voisinage d'un pore et croissance de celui-ci.
Le/la doctorant(e) aura l'occasion de développer ses compétences en physique des chocs et en mécanique, en simulations numériques (avec l'accès aux supercalculateurs du CEA-DAM) et en science des données.
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.
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.