Comportement de la matière sous compressions dynamiques isothermes: déplacement de la réactivité chimique ; synthèse de nouveaux matériaux métastables ; mécanismes de transition de phase.
La Cellule à Enclumes de Diamant équipée d’actuateurs piézoélectriques, ou d-CED, est un dispositif innovant permettant de générer des compressions et des décompressions dynamiques sur une large plage de taux de variation de pression. La d-CED permet ainsi de réaliser des sollicitations dynamiques finement contrôlées, avec des taux de (dé)compression pouvant varier sur plusieurs ordres de grandeur le long de chemins isothermes. Cela ouvre la voie à la constitution de bases de données de référence pour la validation de mécanismes microscopiques. Par ailleurs, les taux de compression ou de décompression peuvent être assimilés à des taux de chauffe ou de refroidissement ultra-rapides de l’échantillon, offrant la possibilité d’explorer, de manière très contrôlée, certains phénomènes encore débattus dans la littérature, tels que la stabilité maximale d’un solide au-delà de son point de fusion.
L’objectif de cette thèse est d’exploiter les nouvelles possibilités offertes par la d-CED pour démontrer de nouveaux phénomènes ou comprendre finement certains effets discutés dans la littérature, en réalisant des variations de température ultra-rapides. Une première application consistera en l’étude de la cinétique de nucléation des gaz rares (Ar, Ne, Kr) en fonction du taux de compression, et de comparer aux récentes mesures effectuées auprès du XFEL dans des jets cryogéniques. Un deuxième objectif sera d’étudier les changements chimiques, avec une première étude portant sur la modification de la réactivité du nitrométhane, explosif de référence. Un autre sujet d’étude concernera la synthèse de nouveaux composés moléculaires à partir de mélanges de fluides moléculaires denses (N2, H2, O2).
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.
Caractérisation des mécanismes radiolytiques dans les systèmes eau tritiée–zéolithe en conditions d’entreposage
L’exploitation des installations tritium de Valduc produit des effluents liquides faiblement tritiés, stockés sous forme adsorbée sur de la zéolithe 4A pour des raisons opérationnelles. La compréhension des mécanismes d’auto-radiolyse de cette eau confinée est essentielle pour optimiser l’entreposage.
Plusieurs thèses ont déjà étudié ces mécanismes, en combinant expériences et modélisations. Les premiers travaux ont montré qu’en dessous de 13 % d’hydratation, les gaz radiolytiques H2 et O2 peuvent se recombiner dans la zéolithe. Les études suivantes, fondées sur des calculs DFT et de dynamique moléculaire, ont précisé les sites d’adsorption et la mobilité des gaz. Elles ont mis en évidence un seuil d’hydratation (13–15 %) au-delà duquel la diffusion des gaz devient très faible, cohérent avec l’arrêt expérimental de la recombinaison. Toutefois, ces simulations reposent sur des modèles idéalisés.
La nouvelle thèse proposée vise à recentrer le projet sur l’expérimental afin de mieux coller aux conditions réelles d’entreposage. Elle commencera par une caractérisation détaillée de la zéolithe utilisée industriellement. Des réservoirs eau-zéolithe seront irradiés pour simuler l’effet du tritium, et analysés par RMN et éventuellement par Resonance Paramagnetique Electronique (RPE) pour détecter les espèces réactives. Les résultats expérimentaux pourront alimenter un modèle macroscopique (Monte Carlo Cinétique, KMC) également développé précédemment afin de prédire l’évolution du système et d’identifier des optimisations possibles pour le stockage. Le travail sera mené principalement au laboratoire NIMBE (CEA-CNRS) avec une collaboration en simulation à Besançon et des échanges réguliers avec le CEA Valduc.
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.
Synthèse et dissolution de SIMMOX homogènes préparés par voie hydroxyde
La dissolution du combustible nucléaire usé constitue une première étape essentielle de son retraitement. La cinétique de dissolution des (U,Pu)O2 (MOX) irradié constitue actuellement un frein à leur retraitement à l’échelle industrielle et nécessite donc une meilleure compréhension des mécanismes mis en jeux pour lever ce verrou industriel. Cependant, l’étude de la dissolution d’un combustible MOX irradié afin d’identifier et modéliser les différentes étapes et mécanismes associés se heurte à la forte radiotoxicité d’un tel matériau et de la représentativité des échantillons disponibles. Afin de simplifier ces études et d'établir des modèles représentatifs, de nombreux essais ont été réalisés sur des composés modèles (UO2 et MOX non irradiés, par exemple). Parmi eux, des composés SIMfuel (U,Pu)O2 dopés jusqu’à 11 produits de fission visent à représenter la complexité chimique des combustibles irradiés. L’approche classique de fabrication de SIMfuel par mélange de réactifs en phase solide nécessite de frittage des pastilles de combustible à haute température (>1600°C). Afin de reproduire le comportement des produits de fission (réduction-oxydation, répartition, etc.) pour des combustibles irradiés à des températures plus faibles, une approche alternative a été développée en s'appuyant sur la synthèse d'oxydes par la voie hydroxyde. Cette méthode permet la précipitation simultanée et homogène de nombreux cations métalliques et d'abaisser significativement la température de frittage. Cette approche a déjà permis l’étude de SIMfuel intégrant des terres rares, des platinoïdes et du molybdène dans des conditions représentatives. Cependant, cette approche n’a encore jamais été mise en œuvre pour la synthèse de SIMfuel contenant à la fois du plutonium et l’ensemble des produits de fission pertinents pour l’étude de la dissolution.
L’objectif de cette thèse est de mettre en œuvre de telles synthèses, en s’appuyant sur les résultats récemment obtenus concernant la synthèse de MOx par voie hydroxyde. À cette fin, des SIMfuel seront synthétisés afin de représenter des combustibles de type MOx usés (SIMMOx). Pour représenter les différentes zones présentes dans le combustible usé, des SIMMOx avec différents ratios Pu/(U+Pu) seront considérés. Ces SIMMOx feront l’objet d’essais de dissolution pour caractériser leur comportement lors de cette étape.
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.
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).