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.
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).
Ebullition nucléée au sein de substrats poreux : étude du couplage entre la composition du caloporteur et la vaporisation capillaire
Dans la recherche de la meilleure combinaison des énergies décarbonées pour faire face à l’enjeu du changement climatique, l’énergie nucléaire joue un rôle crucial en association avec les énergies renouvelables intermittentes. Dans ce contexte, la performance et la sûreté des réacteurs à eau pressurisés (REP) composant le parc français est un champ de recherche toujours actif et à forte valeur ajoutée.
Dans ces réacteurs, l’établissement d’un régime d’ébullition nucléée sous-refroidie est possible notamment lorsque la température locale du caloporteur devient supérieure à la température de saturation de ce dernier. Cette ébullition à la paroi favorise la formation de dépôts poreux d’oxydes métalliques. Au sein des porosités du dépôt, des germes gazeux peuvent être piégés et permettre l’apparition du phénomène d’ébullition nucléée sur ces surfaces. La vapeur formée selon un mécanisme de wick boiling, ou vaporisation capillaire, s’échappe ensuite par les cheminées du dépôt. La chimie du caloporteur considéré influence non seulement les propriétés thermodynamiques du fluide (température de saturation, chaleur latente), mais surtout ses propriétés interfaciales (tension de surface et angles de mouillage solide/liquide/gaz). Ces propriétés interfaciales contrôlent directement les forces capillaires en jeu dans les dépôts et donc le déclenchement et la dynamique de l’ébullition sous-refroidie. A ce jour, l’influence de la chimie du caloporteur sur le déclenchement et le développement de l’ébullition nucléée sous-refroidie au sein de surfaces chauffantes poreuses reste encore mal comprise. Ainsi, l’objectif de cette thèse est d’étudier de façon systématique l’influence couplée de la composition du caloporteur et de la vaporisation capillaire sur l’ébullition nucléée au sein de substrats poreux chauffés par conduction.
Dans ce travail de thèse, il est proposé de suivre une démarche expérimentale afin d’étudier l’influence de la chimie du caloporteur sur la tension de surface et sur l’angle de contact pour caractériser le mouillage par le fluide de substrats poreux idéalisés. Des essais d’ébullition convective sous-refroidie seront aussi réalisés avec une caractérisation du phénomène par ombroscopie et thermométrie à fibre optique.
La thèse se déroulera au sein des laboratoires de thermohydraulique du cœur et des circuits (LTHC) et de maîtrise de la contamination, de la chimie des caloporteurs et du tritium (LMCT) du CEA IRESNE (Cadarache, France). L’étudiant(e) mènera ses travaux sous la direction du Pr. Benoit Stutz de l'Université Savoie-Mont-Blanc. Lors de ce projet de recherche, le doctorant pourra développer ses compétences dans le domaine de la physico-chimie des interfaces et de la thermohydraulique diphasique, par l’observation, la caractérisation et la modélisation de phénomènes multi-physiques complexes.
Modélisation du flux critique à l’aide des méthodes de Boltzmann sur réseau : application aux dispositifs expérimentaux du RJH
Les méthodes LBM (Lattice Boltzmann Methods) sont des techniques numériques utilisées pour simuler des phénomènes de transport dans des systèmes complexes. Elles permettent de modéliser le comportement des fluides en termes de particules qui se déplacent sur une grille discrète (un "réseau" ou lattice). Contrairement aux méthodes classiques, qui résolvent directement les équations différentielles des fluides, les méthodes LBM simulent l'évolution des fonctions de distribution des particules de fluide dans un espace discret, en utilisant des règles de propagation et de collision.
Le choix du réseau dans les méthodes LBM est une étape cruciale, car il affecte directement la précision, l'efficacité et la stabilité des simulations. Le réseau détermine la manière dont les particules de fluide interagiront et se déplaceront dans l'espace, ainsi que la façon dont la discrétisation de l'espace et du temps est effectuée.
Les méthodes LBM présentent un parallélisme naturel, car les calculs à chaque point de la grille sont relativement indépendants. Les méthodes LBM par rapport aux méthodes CFD classiques permettent de mieux capturer certains phénomènes complexes (comme les écoulements multiphasiques, turbulents ou en milieux poreux) car elles reposent sur une modélisation mésoscopique du fluide, directement dérivée de la cinétique des particules, plutôt que sur une résolution macroscopique des équations de Navier–Stokes. Cette approche permet une représentation plus fine des interfaces, des effets non linéaires et des interactions locales, souvent difficiles à modéliser correctement avec les méthodes CFD classiques. Les méthodes LBM permettent donc, à moindre coût, de capturer des phénomènes complexes. Des travaux récents ont notamment montré qu'il était possible, avec les LBM, de retrouver la courbe de refroidissement de Nukiyama (ébullition en vase) et, ainsi, de calculer avec précision le flux critique. Ce flux correspond à une ébullition en masse, appelée crise d’ébullition, qui se traduit par une dégradation soudaine du transfert thermique.
Le flux critique représente un enjeu crucial pour les dispositifs expérimentaux (DEX) du Réacteur Jules Horowitz, car ils sont refroidis par de l'eau en convection naturelle (dispositifs de type fuel capsule) ou forcée (dispositifs de type boucle). Ainsi, afin de garantir le bon refroidissement des DEX et la sûreté du réacteur, il convient de s'assurer que, sur la gamme de paramètres étudiés, le flux critique ne soit pas atteint. Il doit donc être déterminé avec précision. Les études précédentes menées sur un DEX de type fuel-capsule à l’aide du code NEPTUNE-CFD (méthodes CFD classique) ont montré que la modélisation est limitée à une région située loin du flux critique. De façon générale, les écoulements à fort taux de vide (supérieurs à 10%) ne peuvent être résolues aisément par les approches classiques de la CFD.
L'étudiant sera amené, dans un premier temps, à définir un réseau pour appliquer les méthodes LBM sur un dispositif du RJH en convection naturelle. Il consolidera les résultats sur le flux critique obtenus sur cette configuration en les comparant aux données disponibles. Enfin, des calculs exploratoires en convection forcée (régime laminaire à turbulent) seront menés.
L’étudiant sera accueilli au sein de l’institut IRESNE.
Effet de la porosité sur la conductivité thermique du matériau combustible MOX (U,Pu)O2
La performance des combustibles nucléaires dépend fortement de leur comportement thermomécanique, et donc de leur conductivité thermique. Cette propriété varie avec la microstructure du matériau qui peut présenter des hauts niveaux de porosité, notamment dans le cas des oxydes mixtes d’uranium et de plutonium utilisés dans les réacteurs rapides.
Le but de cette thèse est d’évaluer l’effet de la quantité et de la forme des pores sur la conductivité thermique de ces matériaux fissiles et de proposer une loi de conductivité thermique pour les MOX prenant en compte la quantité, la taille, la forme et l’interconnectivité de leur porosité. Pour ce faire, des mesures récentes de propriétés thermiques sont en cours de réalisation par des techniques performantes de chauffage laser permettant d’appréhender le comportement du combustible dans des domaines de température peu explorés à ce jour, à savoir les très hautes températures (typiquement jusqu’à 2800°C), dans le centre de recherche européen (JRC) à Karlsruhe. Ces mesures sont réalisées sur des matériaux présentant des microstructures différentes et seront comparés à des résultats obtenus par simulation à cette échelle (analyse d'image, passage 2D/3D, TM-FFT) [1].
La thèse se déroulera sur le centre du CEA Cadarache au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE) dans le Laboratoire d'Expertise et de Validation des Applications multi-filières (LEVA). Le LEVA fait partit du Service d'Etude et de Simulation du Combustible (SESC) et a pour mission de :
- Répondre aux besoins des partenaires industriels par des études ;
- Réaliser la validation des Outils de Calculs Scientifiques (OCS) de la plateforme PLEIADES ;
- Approfondir la compréhension du comportement combustible ;
- Gérer les bases de données combustibles.
Enfin, la collaboration avec JRC Karlsruhe sera l'opportunité de travailler dans un cadre international qui est une des forces du LEVA.
Ce travail permettra la valorisation des travaux de recherche lors de conférences et de publications dans des revues à comités de lecture. De plus, l'étudiant en thèse aura l'occasion d'acquérir ou de conforter certaines compétences techniques (interprétations de données expérimentales, modélisation) applicables à différents domaines de la science des matériaux et de l’ingénieur.
[1] Ce travail s'inscrit naturellement dans les perspectives évoquées dans la thèse "Thermal conductivity of mixed oxide fuel (MOX) : effect of temperature, elementary chemical composition, microstructure and burn-up in reactor" - TEL - Thèses en ligne.
Etude expérimentale du comportement des gaz de fission dans les combustibles des Réacteurs à Neutrons Rapides irradiés à basse puissance
Avec l’émergence des nouvelles start-ups dans le domaine du nucléaire, il est primordial d’étendre la base de validation des codes de performances du combustible des Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR) à des régimes de fonctionnement à plus faible puissance linéique, un domaine encore peu exploré.
Compte tenu des températures plus faibles atteintes dans le combustible, la microstructure induite par l’irradiation est différente de ce qui est classiquement observée à plus forte puissance linéique. Ces plus faibles températures de fonctionnement entraînent aussi une diminution du relâchement des gaz de fission (RGF) pouvant induire un gonflement gazeux significatif du combustible. De manière concomitante, les faibles températures de fonctionnement peuvent aussi entraîner une augmentation de la densité des défauts générés (dislocations) lors de l’irradiation (efficacité de recuit des défauts plus faible) impliquant une augmentation indirecte du gonflement du combustible.
Il est donc important de déterminer la densité des dislocations dans le combustible car leur rôle ambivalent montre qu’elles peuvent ralentir le relâchement des gaz par piégeage et favoriser leur stockage dans des bulles en position intragranulaire, tout en pouvant aussi faciliter leur migration si elles forment un réseau connecté.
Afin d’améliorer la compréhension des phénomènes mis en jeu et les modèles de gonflement du combustible sous irradiation, il est essentiel de disposer de résultats expérimentaux comme les densités et les tailles de bulles de GF et les densités de dislocations dans ces régimes de fonctionnement.
Le laboratoire de caractérisation et d‘études des propriétés des combustibles au sein de Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE) auquel sera rattaché le doctorant est doté d’équipements de pointe dédiés aux matériaux irradiés (MET, MEB-FIB, SIMS, EPMA, DRX)lui permettant d’acquérir des compétences expérimentales pointues sur du combustible irradié. Ce travail sera réalisé en étroite collaboration avec les équipes en charge du développement des outils de calcul scientifique multiphysique de la plateforme logicielle PLEIADES.Les compétences acquises pendant toute la durée de la thèse pourront être valorisées dans un futur parcours professionnel aussi bien académique qu’industriel. Le doctorant pourra également valoriser son travail auprès de la communauté académique internationale et du monde industriel via des présentations orales et des articles à comité de lecture.
Marqueurs radiologiques en Antarctique : développement et validation des méthodologies d’analyse associées
Au sein de l’institut IRESNE (Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone), situé sur le centre CEA-Cadarache, le doctorant participera au développement du Laboratoire d’Analyses Radiochimiques et Chimiques (LARC), qui apporte depuis plus de 60 ans son expertise et un soutien analytique dans les domaines des réacteurs, du combustible, des déchets, ainsi que de l’assainissement et du démantèlement. L’objectif principal de la thèse est le développement et l’optimisation de méthodes analytiques pour la détection de marqueurs radiologiques, en s’appuyant sur des collaborations internes (LANIE, LEXAN) et externes (CSIC, CIEMAT). Les analyses porteront notamment sur le 137Cs et le 210Pb par spectrométrie gamma, sur l’isotopie de l’uranium et du plutonium par MC-ICPMS, ainsi que sur l’indice alpha/bêta global par scintillation liquide. Dans un second temps, l’application de ces méthodes à des échantillons variés, notamment prélevés dans le cadre du projet GEOCHEM [1] en Antarctique permettra d’étudier la distribution spatiale et l’origine de ces marqueurs radiologiques[2]. A l’issue de cette thèse pluridisciplinaire, le doctorant aura acquis une solide expérience dans la mesure des rayonnement gamma, alpha et bêta. L’interprétation des données obtenues en lien avec les paramètres environnementaux contribuera également au développement de son esprit critique et de sa curiosité scientifique.
[1] Maestro, A. et al. Fracturation pattern and morphostructure of the Deception Island volcano, South Shetland Islands, Antarctica. Antarct. Sci. 37, 176–200 (2025).
[2] Xu-Yang, Y. et al. Radioactive contamination transported to Western Europe with Saharan dust. Sci. Adv. 11, eadr9192 (2025).
Etude et modélisation de la spéciation du tritium issu du dégazage des déchets tritiés
Le tritium, isotope radioactif de l'hydrogène, est utilisé comme combustible pour la fusion nucléaire, notamment dans le réacteur de recherche ITER, en construction à Cadarache. Sa petite taille lui permet de diffuser facilement dans les matériaux, ce qui entraînera, après la phase d’exploitation d'ITER, la production de déchets contenant du tritium.
Pour optimiser la gestion de ces déchets tritiés, le CEA développe des solutions technologiques visant à extraire et recycler le tritium, ainsi qu'à limiter sa migration vers l'environnement. L'efficacité de ces solutions dépend en grande partie de la forme chimique sous laquelle le tritium est libéré. Les retours d’expérience sur le dégazage du tritium provenant de différents types de déchets montrent qu'il se libère sous deux formes chimiques principales : l’hydrogène tritié (HT) et la vapeur d’eau tritiée (HTO), dans des proportions variées.
Cependant, les mécanismes qui déterminent la répartition du tritium entre ces deux espèces ne sont pas bien compris. Plusieurs facteurs, comme les concentrations en oxygène et en eau, la nature et l'état de surface des déchets, ainsi que la concentration en tritium, peuvent influencer cette spéciation.
Les objectifs de cette thèse sont donc les suivants :
- Identifier les phénomènes affectant la spéciation du tritium lors du dégazage des déchets tritiés.
- Mener une étude expérimentale pour vérifier les hypothèses formulées.
- Développer un modèle numérique pour prédire les proportions d'HT et HTO relâchées, afin d'optimiser la gestion de ces déchets.
La thèse sera réalisée au sein de l’Institut IRESNE (Institut de Recherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d’Énergie bas carbone) sur le site du CEA à Cadarache, dans un laboratoire spécialisé dans l’étude du tritium. Le doctorant évoluera dans un environnement scientifique stimulant et pourra valoriser ses travaux de recherche. Le(a) candidat(e) doit être titulaire d'un diplôme d'ingénieur ou d'un master 2 en Génie Chimique, Génie des procédés ou Chimie.
Synthèse « bottom-up » de nanographène et étude de leurs propriétés optiques et électroniques
Ce projet s’inscrit dans le cadre d’un projet ANR, qui vise à synthétiser des nanoparticules de graphène parfaitement solubles et individualisées en solution et à les incorporer dans des dispositifs à électronique de spins. Pour cela, nous nous baserons sur l’expérience du laboratoire sur la synthèse et l’études des propriétés optiques des nanoparticules de graphène pour proposer des structures originales à plusieurs groupes de physiciens qui seront en charges de l’étude des propriétés optiques et électroniques et de la fabrication de dispositifs de type valve de spin.