Développement d'une approche macroscopique pour la dégradation à long terme des structures en béton sous irradiation

Dans les centrales nucléaires, la protection biologique en béton (CBS) est conçue à proximité de la cuve du réacteur. Cet élément, qui joue également le rôle de structure porteuse, absorbe donc les radiations. Il est ainsi exposé pendant la durée de fonctionnement de la centrale à des niveaux élevés de radiations qui peuvent avoir des conséquences à long terme. Ces radiations peuvent notamment entraîner une diminution des propriétés mécaniques des matériaux et de la structure. Etant donné son rôle clé, il est donc nécessaire de développer des outils et des modèles, pour prédire les comportements de telles structures à l'échelle macroscopique.
Sur la base des résultats existants obtenus à une échelle inférieure - simulations mésoscopiques, à partir desquelles une meilleure compréhension de l'effet de l'irradiation peut être obtenue, et des résultats expérimentaux qui viendront alimentés la simulation (propriétés des matériaux en particulier), il est proposé de développer une méthodologie macroscopique pour le comportement de la protection biologique en béton. Cette approche inclura différents phénomènes, parmi lesquels l'expansion volumétrique induite par le rayonnement, le fluage induit, les déformations thermiques et le chargement mécanique.
Les outils seront développés dans le cadre de la mécanique de l'endommagement. Les principaux défis numériques concernent la proposition et l'implémentation de lois d'évolution adaptées, et en particulier le couplage entre l'endommagement microstructural et l'endommagement au niveau structurel dû aux contraintes appliquées sur la structure.
Ce travail numérique pourra être réalisé dans un contexte de collaboration internationale. Il permettra au candidat retenu de développer un ensemble de compétences autour de la simulation de structures en béton armé en environnement complexe.

Méthodes de synthèse de turbulence des milieux poreux à partir de simulations fines pour la modélisation multi-échelle des cœurs nucléaires

La production d'électricité par l'énergie nucléaire joue un rôle crucial dans la transition énergétique, grâce à son faible impact carbone. Pour améliorer continuellement la sécurité et les performances, il est indispensable de développer de nouvelles connaissances et outils.
Le cœur d'un réacteur nucléaire est constitué de milliers de crayons combustibles traversés par un écoulement turbulent. Ce flux peut provoquer des vibrations, pouvant entrainer une usure. Deux échelles d'écoulement sont identifiées : une échelle locale, où le fluide interagit avec les crayons, et une échelle globale, représentant la distribution de l’écoulement dans le cœur. L'échelle locale nécessite des simulations CFD et un couplage fluide-structure, tandis que l'échelle globale peut être modélisée par des approches moyennes, comme les simulations de milieux poreux.
Les simulations couplées d'interaction fluide-structure (FSI) à l'échelle CFD sont limitées à de petits domaines. Pour surmonter cette limitation, des approches multi-échelles sont requises, combinant simulations de milieu poreux à grande échelle et simulations CFD détaillées à petite échelle. L'objectif de la thèse est de développer des méthodes pour synthétiser la turbulence à partir des résultats des simulations de milieu poreux, afin d'améliorer les conditions aux limites pour les simulations CFD. Le candidat étudiera d'abord comment les modèles de turbulence existants peuvent fournir des détails sur le flux turbulent à l'échelle du composant, puis comment synthétiser la turbulence pour les simulations CFD locales.
Ce projet de thèse fait l’objet d’une collaboration entre l'institut IRESNE (CEA) et l’ASNR. La thèse sera réalisée sur le site de Cadarache (principalement à l'ASNR). Le financement sera assuré par un MSCA Doctoral Network. Le doctorant sera intégré dans un réseau de 17 doctorants, pour être éligible le candidat devra avoir résider au maximum 12 mois sur les 36 derniers en France.

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.

Modélisation de frottement interfacial en géométrie grappe dans le code de thermo hydraulique système CATHARE

Le code système de thermo-hydraulique CATHARE, développé au CEA en partenariat avec EDF, Framatome et l’ASNR, est un code permettant de simuler les comportements normaux et accidentels du circuit hydraulique d’un Réacteur à Eau Pressurisée (REP). Il est aujourd’hui une référence en France en matière de simulation des transitoires dans les réacteurs nucléaires, et est notamment un composant central dans les rapports de sûreté produits par EDF et Framatome.
Des études précédentes montrent le besoin d’améliorer la validité du modèle de frottement interfacial en coeur à basse pression ou à grand diamètre hydraulique. De plus, le modèle actuel de frottement interfacial en coeur repose sur de nombreuses simplifications et sur une calibration effectuée sur un nombre restreint de données expérimentales pour des écoulements eau-vapeur à haute température. L’émergence de nouvelles modélisations dans la littérature et la disponibilité de nouvelles données expérimentales pourraient permettre une complexification du modèle et une calibration sur une plus grande base de données.
Cette thèse a donc pour objectif d’améliorer le modèle de frottement interfacial en géométrie grappe en investiguant les phénomènes physiques associés à cette problématique. Ce travail permettra d’implémenter à la suite de la thèse un modèle plus complet dans le code CATHARE et donc d’élargir les conditions de validité du code à de nouvelles applications.

Modélisation et études dynamiques d’un système électronucléaire spatial pour la propulsion

La technologie nucléaire est clef pour permettre l’installation de bases scientifiques sur la Lune ou sur Mars, ou encore l’exploration de l’espace lointain. Son utilisation peut prendre plusieurs formes (par ex. Radioisotope Thermoelectric Generators, Nuclear Thermal Propulsion) et ce sujet de thèse s’intéresse à la Nuclear Electric Propulsion (NEP) : la chaleur produite par un réacteur nucléaire est convertie en électricité, afin d’alimenter un moteur de propulsion ionique. Différents concepts ont été étudiés par le passé (PROMETHEUS, MEGAHIT et DEMOCRITOS, typiquement pour des missions d’exploration des satellites de Jupiter) tandis qu’actuellement des études de conception sont en cours au CEA pour un système électronucléaire NEP de 100 kWe.
Le système d’intérêt combine plusieurs choix de conception très spécifiques : combustible en nitrure d’uranium, refroidissement direct au gaz (mélange hélium-xénon) et système de conversion d’énergie basé sur un cycle de Brayton, ou encore évacuation de la chaleur fatale par rayonnement thermique. Ces choix répondent à des exigences de masse et d’encombrement à minimiser, et de performance et de fiabilité à assurer pour la durée de la mission scientifique. L’analyse du comportement dynamique du système électronucléaire est donc cruciale pour la réussite du projet. Toutefois, la question de la modélisation transitoire d’un système électronucléaire spatial complet est très peu traitée dans l’état de l’art, et ce particulièrement pour la NEP.
Les objectifs de la thèse sont donc de rechercher et de développer des modélisations physiques adaptées à un système NEP, de proposer une démarche pour leur validation, et enfin de les mettre en œuvre pour analyser le comportement dynamique du réacteur et contribuer à l’amélioration de sa conception. On étudiera notamment plusieurs phases d’une mission : le démarrage du réacteur dans l’espace, les transitoires de variation de puissance fournie au moteur de propulsion ionique, la réponse du réacteur en cas d’avarie, et son arrêt éventuel avec la problématique d’évacuation sûre de la puissance résiduelle.
La thèse sera réalisée à l'Institut IRESNE (CEA Cadarache), dans un environnement scientifique stimulant, et intégrée dans une équipe de conception de réacteurs nucléaires innovants. Le CNES sera aussi impliqué dans le suivi des travaux, notamment pour définir les caractéristiques du moteur de propulsion ionique et les missions d’exploration d’intérêt pour le système électronucléaire. Le sujet de thèse, combinant modélisation, mécanique des fluides, thermodynamique, neutronique et mécanique spatiale, se prêtera à la communication scientifique et permettra de développer des compétences clefs pour une carrière académique ou dans l’industrie.

Métamatériaux légers et résistants à architectures innovantes fabriqués par fabrication additive pour environnements contraints

Les contraintes environnementales, la hausse des coûts des matières premières et la nécessité de réduire l’empreinte carbone incitent à concevoir des matériaux plus poreux, alliant légèreté et tenue mécanique. Ces matériaux répondent aux besoins de secteurs stratégiques tels que l’aéronautique, le spatial, les transports, l’énergie et les instruments de physique de haute performance.

Les métamatériaux mécaniques, constitués de structures en microtreillis obtenues par impression 3D, offrent un potentiel unique pour relever ces défis. En modulant la topologie de leurs réseaux internes, il devient possible d’atteindre des rapports rigidité/densité supérieurs à ceux des matériaux conventionnels et d’adapter leur architecture pour viser des propriétés mécaniques ou fonctionnelles spécifiques.

Cette thèse s’inscrit dans cette dynamique d’innovation. Elle vise à développer des métamatériaux métalliques ultralégers dont l’architecture est optimisée pour maximiser les performances mécaniques tout en conservant une isotropie assurant un comportement prévisible grâce aux outils classiques d’ingénierie, notamment le calcul par éléments finis, la simulation numérique et les approches multiéchelles. L’approche s’appuie sur une expertise reconnue au sein du CEA, en particulier à l’IRAMIS et à l’IRFU/DIS, dans la conception de métastructures aléatoires isotropes et leur mise en forme par fabrication additive métallique.

En combinant mécanique numérique, conception avancée, fabrication additive multiprocédés et caractérisations in situ, cette thèse vise à repousser les limites actuelles de la conception et de la fabrication de structures métalliques complexes.

Modélisation chimie-mécanique du couplage entre carbonatation, corrosion des armatures et fissuration d’un milieu cimentaire

La corrosion des armatures est une des principales causes de dégradation prématurée des infrastructures en béton, y compris dans le domaine nucléaire où le béton est largement utilisé dans les enceintes de confinement et les structures de stockage de déchets. La carbonatation due à la pénétration du CO2 dans le béton entraîne une baisse du pH de la solution porale, favorisant la corrosion des armatures. Cette corrosion entraine la formation de produits expansifs pouvant provoquer la fissuration du matériau. Le travail de thèse, proposé dans le cadre d’une collaboration au sein d’un projet européen entre le CEA de Saclay, l'École des Mines de Paris - PSL et l'IRSN, vise à développer un modèle numérique pour simuler ces phénomènes. Le modèle combine un code de transport réactif (Hytec) et un code d'éléments finis (Cast3M) pour étudier les effets locaux de la corrosion par carbonatation sur la fissuration du béton. Ce projet s’appuiera sur des travaux expérimentaux réalisés en parallèle permettant de recueillir des données pour identifier les paramètres et valider le modèle. La première partie du travail se concentrera sur la modélisation de la carbonatation des matériaux cimentaires en conditions insaturées, tandis que la deuxième portera sur la corrosion des armatures due à la baisse de pH induite par cette carbonatation. Le modèle décrira la croissance des produits de corrosion et leur expansion induisant des contraintes dans le béton et une possible microfissuration.
Ce projet de recherche s'adresse à un doctorant souhaitant développer ses compétences en science des matériaux, avec une forte composante en modélisation et simulations numériques multi-physiques et multi-échelles. La thèse sera réalisée principalement au CEA de Saclay et à l'École des Mines de Paris – PSL (Fontainebleau).

Mise au point des nouveaux modèles pour l’étude d’accidents hypothétiques dans des réacteurs à neutrons rapides de quatrième generation

Les écoulements diphasiques multicomposants associés à des problèmes d'interaction fluide-structure (FSI) peuvent se produire dans une très grande variété d'applications d'ingénierie, parmi lesquelles les accidents graves hypothétiques postulés dans les réacteurs à neutrons rapides au sodium et au plomb de génération IV (respectivement SFR et LFR).
Dans les SFR, l’Accident de Dimensionnement du Confinement (ADC en français, HCDA en anglais) est considéré l'accident hypothétique le plus grave: ici la fusion partielle du coeur du réacteur interagit avec le sodium et crée une bulle de gaz à haute pression, dont l'expansion génère des ondes de choc et est responsable du mouvement du sodium liquide, ce qui pourrait endommager les structures internes et environnantes.
Le LFR présente l'avantage que, contrairement au sodium, le plomb ne réagit pas chimiquement avec l'air et l'eau et qu'il est donc antidéflagrant et ininflammable. D'une part, cela permet d'avoir un générateur de vapeur à l'intérieur du liquide de refroidissement primaire. D'autre part, les ruptures de tubes de générateur de vapeur (SGTR en anglais) doivent être étudiées afin de garantir que, dans le cas de cet accident hypothétique, l'intégrité de la structure est préservée. Au cours de la première phase d'un SGTR, on suppose que l'eau à haute pression et à haute température du générateur de vapeur pénètre à l'intérieur de l'enceinte de confinement primaire, générant ainsi une BLEVE ("boiling liquid expanding vapor explosion", une vaporisation violente à caractère explosif d'un liquide) avec le même comportement et les mêmes conséquences que la bulle de gaz à haute pression d'une HCDA.
Dans les deux cas (HCDA et STGR), il existe des situations dans lesquelles les écoulements diphasiques multicomposants se trouvent dans un régime à faible nombre de Mach qui, lorsqu'ils sont étudiés avec un solveur compressible classique, présentent des problèmes de perte de précision et d'efficacité. L'objectif de ce travail de thèse
* développer un solveur multiphasique sodium–gaz (plombe-gaz), robuste et precis, pour les scénarios HCDA (STGR).
* concevoir une approche à faible nombre de Mach pour le problème de l'expansion des bulles, basée sur la méthode de compressibilité artificielle présentée dans l'article récent « Beccantini et al., Computer and fluids 2024 ».
L'aspect FSI sera également pris en compte.

Simulation de l’écoulement dans les extracteurs centrifuges : l’impact des solvants visqueux sur le fonctionnement

Dans la cadre du retraitement du combustible nucléaire usé, le CEA a codéveloppé avec ROUSSELET-ROBATEL des appareils d’extraction liquide/liquide (ELL) visant à mettre en contact deux liquides immiscibles parmi lesquels l’un contient les métaux valorisables à récupérer et l’autre une molécule extractante. L’Extracteur Centrifuge multi-étage est l’un des appareils qui permettent de faire de l’ELL à l’usine de la Hague. L’utilisation future de solvants potentiellement plus visqueux que les standards industriels actuels peut poser des problèmes de performance qu’il est important d’étudier au préalable en laboratoire afin d’apporter les préconisations nécessaires au recouvrement des performances attendues par l’usine. L’environnement nucléaire dans lequel sont exploités ces appareils rend l’étude in situ quasi-impossible et prive donc la R&D de précieuses informations pourtant nécessaires à une compréhension approfondie des mécanismes physico-chimiques au cœurs des problématiques en jeu. Pour répondre à cela, l’étude proposée va reposer sur une approche numérique qui aura au préalable été validée par comparaison soit avec des données expérimentales historiques soit avec des acquisitions issues des pilotes ad hoc plus récents. Ainsi à l’issue d’une phase de bibliographie et de capitalisation des mesures récentes, il est proposé dans un premier temps de créer des cas-test qui vont servir à valider le modèle numérique. Sur la base de cette validation et à la lumière des connaissances acquises sur les thèses précédentes concernant l’effet de la viscosité sur les écoulements, il est proposé d’explorer numériquement l’impact d’une élévation de viscosité des solvants sur les extracteurs centrifuges. Cela ouvrira la voie à une meilleure compréhension du fonctionnement des appareils ainsi qu’à des améliorations de nature opératoires ou géométriques. L’étudiant évoluera au CEA Marcoule, dans un environnement de recherche à la croisée entre une équipe d’expérimentateurs et une équipe de simulations numériques. Cette expérience lui permettra d’acquérir d’importantes compétences en modélisation des écoulements liquide-liquide ainsi que de solides connaissances sur le développement de contacteurs liquide-liquide.

Vers une nouvelle approche itérative pour la modélisation efficace du contact mécanique

Dans le cadre de la modélisation et de la simulation du comportement des combustibles nucléaires des différentes filières de réacteurs, l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE) du CEA Cadarache, en partenariat avec différents acteurs industriels et académiques,développe la plateforme logicielle de simulation du comportement des combustibles PLEIADES. Dans ce contexte, l’interaction entre le combustible et sa gaine, 1ère barrière de confinement, est un phénomène indispensable pour la compréhension et la prédiction du comportement des éléments combustibles.
La modélisation et la simulation numérique des phénomènes de contact mécanique constituent un enjeu scientifique et technologique majeur en mécanique des solides, en raison de la complexité intrinsèque du problème, liée à son caractère fortement non linéaire et non régulier.
Pour pallier les limites des approches classiques, telles que la pénalisation ou les multiplicateurs de Lagrange, de nouvelles stratégies de résolution du contact, reposant sur des schémas itératifs de type point fixe, sont actuellement à l’étude au CEA. Ces approches présentent plusieurs atouts : elles évitent la résolution directe de systèmes complexes et mal conditionnés, améliorent significativement l’efficacité numérique, et offrent une très faible sensibilité aux paramètres algorithmiques, ce qui les rend particulièrement adaptées aux environnements de calcul haute performance (HPC).

L’objectif de la thèse est d’étendre ces stratégies à des situations plus complexes et représentatives, en prenant en compte des comportements matériaux non linéaires et en intégrant des lois de contact plus élaborées, telles que le frottement. Selon l’avancement des travaux, la dernière phase portera sur la transposition des développements dans un environnement de calcul haute performance (HPC), en s’appuyant sur un solveur éléments finis parallèle.
Le projet bénéficiera d’une expertise reconnue à l’international en mécanique, en mathématiques appliquées, et en simulation des combustibles nucléaires avec des encadrants au sein du CEA mais également des collaborations académiques externes (CNRS).

[1] P. Wriggers, "Computational Contact Mechanics", Springer, 2006. doi:10.1007/978-3-540-32609-0.
[2] V. Yastrebov, "Numerical Methods in Contact Mechanics", ISTE Ltd and John Wiley & Sons, 2013. doi: 10.1002/9781118647974
[3] I. Ramière and T. Helfer, “Iterative residual-based vector methods to accelerate fixed point iterations”, Computers & Mathematics with Applications, vol. 70, no. 9, pp. 2210–2226, 2015. doi: 10.1016/j.camwa.2015.08.025.

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