Développement d’une nouvelle méthode d’analyse de la gamme de fabrication de tubes de gainage pour des réacteurs nucléaires de quatrième génération
L’acier austénitique AIM1 est considéré comme l’alliage de référence pour le gainage combustible des réacteurs de quatrième génération au plomb (RNR-pb) ou au sodium (RNR-Na). Cet alliage, est aujourd’hui en phase de qualification. La mise en solution des carbures de titane est un élément central pour obtenir une microstructure qui résiste bien à l’irradiation et particulièrement au phénomène de gonflement sous irradiation (condensation de lacunes qui forment des cavités dans le matériau). Elle est principalement fonction de la qualité des traitements thermomécaniques qui sont conduits lors des fabrications industrielles. De nouvelles approches de caractérisations fines (couplage Microscopie Electronique – Sonde Atomique Tomographique (SAT) – Pouvoir Thermo-Electrique (PTE)) permettent de préciser les évolutions microstructurales lors des gammes de fabrication.
Dans ce travail de thèse, nous proposons d’étudier un nouveau critère de qualité de fabrication de l’AIM1. L’objectif premier est de préciser dans quelle mesure les variations du Pouvoir Thermo Electrique (PTE) du matériau peuvent contribuer à la mise en place d’une mesure de recette qui puisse être appliquée industriellement. On cherchera à acquérir les connaissances qui permettront d’effectuer une mesure simple pour valider l’état métallurgique des tubes en ayant une connaissance précise des microstructures qui produisent l’intensité du signal PTE.
Cette étude qui associera travail expérimental et modélisation permettra d’acquérir des compétences en Microscopie Electronique en Transmission, Sonde Atomique Tomographique, comportement sous irradiation aux ions et modélisation par dynamique d’amas.
Modélisation à l’échelle atomique de la ségrégation induite par l’irradiation dans les alliages Zr(Nb)
Les gaines des crayons combustibles en alliage de zirconium constituent la première barrière de sûreté des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Les propriétés mécaniques ainsi que les phénomènes d’oxydation ou de croissance sous irradiation sont contrôlés par la microstructure de ces alliages. Afin de permettre une utilisation plus flexible des réacteurs nucléaires dans le mix énergétique tout en garantissant l’intégrité des gaines combustibles en conditions normales de fonctionnement et en conditions accidentelles, il est essentiel de comprendre en détail l’évolution de la microstructure sous irradiation. De nombreuses études mettent en évidence un rôle important du niobium sur cette évolution microstructurale. Par exemple, le couplage de flux de diffusion entre solutés (Nb) et défauts ponctuels créés par l’irradiation génère des ségrégations locales en Nb, ainsi que des précipités qui ne sont pas observés hors irradiation. La modélisation à l’échelle atomique apporte des informations complémentaires aux observations expérimentales qui permettent de confirmer ou d’infirmer certains scénarios d’évolution. L’objectif de cette thèse est d’appliquer aux alliages de zirconium les méthodes et outils de modélisation développés pour étudier les effets d’irradiation dans les alliages ferritiques, et tout particulièrement les phénomènes de ségrégation induite sous irradiation. Nous réaliserons des calculs de structure électronique dans l’approximation de la théorie fonctionnelle de la densité pour quantifier de façon aussi exhaustive que possible les interactions entre le niobium et les défauts ponctuels. À partir de ces données, nous calculerons les coefficients de transport du système ce qui permettra d’avoir une première discussion quantitative des couplages entre solutés et défauts ponctuels et des effets de ségrégation induite sous irradiation.
Etude expérimentale de l’évolution de la microstructure et de la microchimie, à l’échelle nanométrique, des alliages de zirconium sous irradiation
Les alliages à base de zirconium sont utilisés comme matériau de gainage du combustible nucléaire pour les réacteurs à eau pressurisée. En effet, les alliages de zirconium présentent une faible section efficace d'absorption des neutrons thermiques et possèdent de bonnes propriétés mécaniques ainsi qu’une grande résistance à la corrosion. Malgré plusieurs décennies de recherche, de nombreuses questions demeurent concernant l’évolution de la microstructure et de la microchimie des alliages de zirconium sous irradiation et leurs conséquences sur les propriétés de ces matériaux en réacteur.
L'irradiation neutronique dans les matériaux cristallins produit des cascades de déplacements qui génèrent de grandes quantités de défauts ponctuels, lacunes et interstitiels, qui s’agglomèrent pour former des amas. De plus, les éléments d’alliage se redistribuent sous irradiation sous l’influence de cette concentration élevée de défauts ponctuels. Dans les alliages Zr1%Nb on note notamment l’apparition sous irradiation d’une grande densité de nano-précipités riches en niobium. Ce phénomène surprenant semble avoir des conséquences importantes sur le comportement en fluage post-irradiation ou bien sur le comportement en corrosion en réacteur.
Ce travail de thèse, principalement expérimental, a en particulier pour objectif de mieux comprendre ce phénomène de précipitation sous irradiation des nano-précipités riches en niobium. Un alliage de zirconium Zr1%Nb sera irradié par des ions, à différentes doses d’irradiation et différentes températures, puis sera caractérisé par deux techniques expérimentales à une échelle très fine : la microscopie électronique en transmission (MET) et la sonde atomique tomographique (SAT). Ces deux techniques permettront d’accéder à la répartition des éléments chimiques dans le matériau à l’échelle atomique ainsi qu’à la caractérisation des amas de défauts ponctuels présents. Grâce à ces analyses microstructurales à l’échelle nanométrique, un scénario sera proposé pour expliquer le mécanisme de précipitation sous irradiation. Ses conséquences sur le comportement macroscopique seront également discutées. Forts de cette meilleure compréhension des mécanismes à l’échelle microscopique, les performances des alliages de zirconium en réacteur pourront être encore améliorées.
Impact des paramètres d’irradiation sur la formation de la phase alpha’ dans les aciers renforcés par dispersion d’oxydes (ODS)
Les aciers ferritiques-martensitiques renforcés par dispersion d'oxydes (aciers ODS) sont des matériaux d’intérêt pour la filière nucléaire. Composés majoritairement de fer et de chrome, ces matériaux peuvent être fragilisés par la précipitation sous irradiation d’une phase riche en chrome, la phase alpha prime. Cette phase, réputée sensible aux conditions d’irradiation, en fait un sujet idéal pour mieux comprendre les limites de la transférabilité ions-neutrons. En effet, si les irradiations aux ions sont fréquemment utilisées pour comprendre les phénomènes observés sous irradiation neutronique, la question de leur représentativité est régulièrement soulevée.
Dans cette thèse, nous cherchons donc à comprendre dans quelle mesure les paramètres des irradiations impactent les caractéristiques de la phase alpha’ dans les aciers ODS. Pour cela, des aciers ODS seront irradiés dans différentes conditions (flux, dose, température type de particules (ions, neutrons, électrons)) puis analysés à l’échelle nanométrique. Les caractéristiques des nano-oxydes (taille, densité) et de la phase alpha’ (taille, teneur en Cr), obtenues pour chacune des conditions d’irradiation, seront comparées à celles d’un échantillon de MA957 après irradiation aux neutrons.
Effets de la désintégration alpha sur l’altération des verres nucléaires : simulation, compréhension et prise en compte dans les modèles géochimiques
Cette thèse au CEA portant sur l’altération des verres nucléaires se place au cœur des enjeux de la gestion durable des déchets radioactifs. Le doctorant y acquerra une expertise en matériaux et modélisation, ouvrant la voie à des carrières passionnantes en recherche, ingénierie ou industrie nucléaire. En stockage géologique profond, le contact avec l’eau souterraine peut entraîner une altération du verre qui représente la principale source de relâchement des radionucléides. Le CEA développe un modèle multi-échelle qu’il faut adapter pour tenir compte des effets de l’auto-irradiation du verre. L’objectif de la thèse est d’identifier les mécanismes modifiés par l’irradiation et de paramétrer le modèle. Le doctorant réalisera des expériences d’irradiation contrôlées sur des verres non radioactifs, et les comparera à un verre actif dopé en ²44Cm. Les modifications structurales et physico-chimiques induites seront caractérisées par différentes techniques (Raman, IR, RMN, MEB, MET, DSC, etc.). Des tests d’altération ciblés permettront d’observer l’impact du niveau d’endommagement sur la cinétique d’altération. Les résultats serviront à ajuster et valider le modèle prédictif dans des conditions représentatives du stockage géologique. Le travail se déroulera à la fois en environnement actif (caisson blindé) et en laboratoire inactif. Un stage de M2 est proposé sur le même sujet. Profil : M2 ou ingénieur matériaux, physico-chimie.
Impact des produits de fission et de la microstructure sur les propriétés thermophysiques du combustible (U,Pu)O2-x REP
En France, le combustible MOX (U,Pu)O2 est mis en œuvre dans certains Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) exploités par EDF. Afin de conserver une production d’énergie à bas carbone, l’emploi généralisé dans un futur proche des combustibles MOX au sein du parc électronucléaire français est incontournable.
Durant leur irradiation en réacteurs, ces combustibles U1-yPuyO2-x voient l’ensemble de leurs propriétés et ainsi que leur microstructure évoluer drastiquement en raison notamment de l’accumulation plusieurs dizaines d’éléments plus légers créés par la fission du plutonium et appelés produits de fission (PF). En raison de la très forte radiotoxicité des combustibles MOx irradiés, des matériaux modèles, dits SIMMOx, ont été développés. Dans le cadre d’une thèse précédente, nous avons développé une voie de synthèse permettant d’obtenir des SIMMOX dopé jusqu’à 12 produits de fission avec microstructure reproduisant bien celle des combustibles MOX REP irradiés.
Afin de garantir la marge à la fusion des combustibles lors de leur irradiation, il est nécessaire de comprendre l’évolution de l’ensemble de leurs propriétés thermophysiques et thermodynamiques pendant l’irradiation. Ce travail de thèse se propose de mesurer ces propriétés dans un combustible MOX représentatif de celui actuellement exploité par EDF. Les propriétés d’intérêts seront notamment : la conductivité thermique, la capacité thermique et la température de fusion. Ces mesures seront effectuées au sein du JRC-Karlshrue (Allemagne) pendant un détachement d’environ 12 mois. Ensuite, les échantillons seront rapatriés au CEA Marcoule afin d’évaluer l’effet de la fusion sur la spéciation des actinides et PF, et sur les propriétés microstructurales du combustible MOX utilisé. En parallèle, la simulation des mesures de propriétés thermiques couplées à des calculs thermodynamiques (méthode CALPHAD) permettra d’identifier les mécanismes et équilibres entrant en jeux lors des mesures haute température.
Etude de la durabilité d'adsorbants à base de géopolymère utilisés pour la décontamination d'effluents radioactifs
Le retraitement du combustible usé génère des effluents radioactifs nécessitant un traitement adapté. Pour répondre aux enjeux industriels et réglementaires, le CEA développe des matériaux adsorbants à base de géopolymères, robustes, économiques et efficaces pour la capture du Cs-137 et du Sr-90. Leur performance peut être renforcée par l’intégration d’adsorbants sélectifs (zéolithes) et par des procédés innovants de mise en forme (impression 3D, billes, mousses) optimisés pour l’adsorption en colonne.
La durabilité de ces matériaux reste un point critique : leurs mécanismes de lixiviation et de vieillissement en colonne sont encore peu connus. La thèse portera sur l’étude de ces phénomènes, afin de comprendre l’impact de la chimie des effluents sur la stabilité et l’efficacité des géopolymères. Le travail comprendra la synthèse des matériaux, des essais de sorption en batch et en colonne, ainsi que l’utilisation d’outils de modélisation pour interpréter les mécanismes d’altération. Le défi scientifique est d’identifier les marqueurs physicochimiques clés de la dégradation du géopolymère dans les effluents liquides ciblés et de faire le lien avec les capacités de sorption en colonne.
Le/la doctorant(e) rejoindra le Laboratoire des Procédés Supercritiques et Décontamination (LPSD), reconnu pour son expertise en extraction d’ions sur support solide en colonne et en caractérisation d’adsorbants. Il/elle collaborera avec les spécialistes du CEA Marcoule et les équipes du laboratoire, et présentera régulièrement les avancées du projet au partenaire industriel. À l’issue de la thèse, le/la doctorant(e) aura acquis une expertise reconnue à l’interface entre matériaux, chimie et procédé d’adsorption en colonne. Elle ouvrira des débouchés variés : postes en R&D dans les secteurs du nucléaire, de la gestion des déchets et des matériaux fonctionnels ; poursuites académiques (post-doctorat, recherche, enseignement) ou encore contribution aux grands défis de l’énergie et de l’environnement.
Caractérisation in situ et en temps réel de nanomatériaux par spectroscopie de plasma
L'objectif de cette thèse est de développer un dispositif expérimental permettant de réaliser l'analyse
élémentaire in situ et en temps réel de nanoparticules lors de leur synthèse (par pyrolyse laser ou pyrolyse
par flamme). La spectrométrie d'émission optique de plasma induit par laser (Laser-Induced Breakdown
Spectroscopy: LIBS) sera utilisée pour identifier les différents éléments présents et de déterminer leur
stoechiométrie.
Les expériences préliminaires menées au LEDNA ont montré la faisabilité d'un tel projet et en particulier
l'acquisition d'un spectre LIBS d'une nanoparticule unique. Néanmoins le dispositif expérimental doit être
développé et amélioré afin d'obtenir un meilleur rapport signal sur bruit, de diminuer la limite de détection, de
tenir compte des différents effets sur le spectre (effet de taille des nanoparticules, de composition ou de
structure complexe), d'identifier et de quantifier automatiquement les éléments présents.
En parallèle, d'autres informations pourront être recherchées (via d'autres techniques optiques) comme la
densité de nanoparticules, la distribution de taille ou de forme.
Etude du comportement en début de vie du combustible MOX à isotopie dégradée.
La France a fait le choix d'un cycle du combustible nucléaire dit « fermé ». Il consiste à traiter le combustible usé pour récupérer ses matières valorisables (uranium et plutonium), tandis que ses autres composés (produits de fission et actinides mineurs) constituent les déchets ultimes. Le combustible UO2 irradié en Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est ainsi aujourd’hui retraité pour produire du plutonium (PuO2), réutilisé ensuite sous forme de combustible MOX (Mixed Oxide) lui-même irradié en REP : on parle de monorecyclage du plutonium. La solution de multi-recyclage des matières via l’utilisation de combustibles contenant du Pu issu du traitement d’assemblages MOX usés, est une perspective actuellement étudiée au CEA. Ce plutonium multi-recyclé contient une plus forte proportion d’isotopes à forte activité alpha (Pu238,Pu240,Pu 241/Am241), entraînant une auto-irradiation alpha plus sévère que dans les MOX actuels [1]. Ceci exacerbe certains phénomènes physiques [2-5] (gonflement du combustible lié à la précipitation de l’hélium et à la création de défauts cristallins, baisse de la conductivité thermique)[6-8], pouvant altérer son comportement en réacteur.
La thèse proposée vise à étudier l’impact de ces phénomènes sur le comportement en début d’irradiation de combustibles MOX, via une approche expérimentale couplée à la modélisation. Des traitements thermiques seront utilisés pour analyser les mécanismes de guérison des défauts cristallins et le comportement de l’hélium. Diverses techniques expérimentales permettant de caractériser la structure et microstructure (diffraction X, MEB, spectroscopie Raman, microsonde), les densités de défauts (MET), le relâchement d’hélium (KEMS), la reproduction du gradient thermique (laser CLASH) et la mesure de conductivité thermique (laser LAF) seront utilisées. Les résultats alimenteront des simulations pour modéliser la microstructure et les propriétés thermiques.
Cette étude transverse et pluridisciplinaire permettra de mieux appréhender les phénomènes mis en jeu lors de la première montée en puissance pour des combustibles endommagés par l’auto-irradiation alpha, avec un accent tout particulier sur l’impact de l’He produit par décroissance.
Vous serez basé au Laboratoire d'Etude de Conception et d'Irradiation Multi filière au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone du CEA/Cadarache dont vous dépendrez. Vous collaborerez également avec le Laboratoire d'analyses chimiques et caractérisation des MATériaux (LMAT)du CEA/Maroule ainsi que le centre de recherche européen (JRC) de Karlsruhe pour la partie expérimentale. Vous pourrez valoriser vos résultats au travers de publications scientifiques et participations à des congrès. Vous aurez l’occasion d’apprendre ou de vous perfectionner dans plusieurs techniques réutilisables dans d’autres contextes, applicables à de nombreux domaines de la science des matériaux et de l’ingénieur.
[1]O. Kahraman, thésis, 2023.[2]M. Kato et al., J Nucl Mater, 393 (2009) 134–140.[3]L. Cognini et al., Nuclear Engineering and Design 340 (2018) 240–244.[4] T. Wiss et al., Journal of Materials Research 30 (2015) 1544–1554.[5]D. Staicu et al., J Nucl Mater 397 (2010) 8–18.[6] T. Wiss et al.,Front. Nucl. Eng. 4 (2025) 1495360.[7]E.P. Wigner, J. Appl. Phys. 17 (1946) 857–863.[8]D. Staicu et al., Nuclear Materials and Energy 3–4 (2015) 6–11.
Concevoir des outils d’intelligence artificielle pour traquer le relâchement des produits de fission hors du combustible nucléaire.
Le Laboratoire d'Analyse de la MIgration des Radioéléments (LAMIR) au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires (IRESNE) du CEA Cadarache a développé un ensemble de méthodes de mesure pour caractériser le relâchement des produits de fission hors du combustible nucléaire lors d'un transitoire thermique, dont en particulier un dispositif d'imagerie in situ operando. L'ensemble des données obtenues nécessite l'utilisation d'outils numériques de traitement prenant en compte les spécificités de l'instrumentation en milieu nucléaire et les informations recherchées sur les mécanismes physiques.
L'objectif de la thèse sera de développer une approche optimisée du traitement de ces données en s'appuyant sur l'état de l'art des méthodes d'Intelligence Artificielle (IA).
Dans un premier temps, le travail se focalisera sur le traitement des images acquises pendant la séquence thermique pour détecter les mouvements de matière. On cherchera un dispositif de traitement optimal au sens d’un critère numérique choisi rigoureusement.
Dans un second temps, cette approche sera généralisée à l'ensemble des mesures expérimentales obtenues lors d'une séquence thermique. Idéalement, on vise à obtenir un outil qui puisse aider au diagnostic en temps réel d'une expérience.
La thèse sera menée dans un cadre collaboratif entre le LAMIR qui possède une expérience reconnue pour ce qui est de l'analyse du comportement du combustible nucléaire et l'imagerie des phénomènes liés à ces analyses et l’Institut Fresnel de Marseille qui a développé une solide expérience en matière d'analyses d'images et d'IA. Ce cadre multidisciplinaire permettra au doctorant d’évoluer dans un environnement scientifique stimulant et lui permettra de valoriser ses travaux de recherche, en France comme à l’étranger lors de conférences et de publications dans des revues à comités de lecture.