Développement d’une analyse automatique des spectres gamma à l’aide d’un algorithme hybride machine learning pour la caractérisation radiologique des installations nucléaires en cours de démantèlement.
L’application de la spectrométrie gamma à la caractérisation radiologique dans le cadre du démantèlement des installations nucléaires, nécessite le développement d’algorithmes spécifiques pour l’analyse automatique des spectres. En particulier, la classification des déchets en béton, suivant leur niveau de contamination, représente un enjeu crucial pour le contrôle du coût de démantèlement.
Au sein du CEA/List, le LNHB en collaboration avec le CEA/DEDIP, est impliqué depuis quelques années dans le développement d’outils d’analyse automatique des spectres gamma à faible statistique, pouvant notamment être appliqués aux détecteurs scintillateurs (NaI(Tl), plastiques). Dans ce contexte, une approche originale fondée sur un algorithme hybride machine learning/statistique de démélange spectral, a été développée pour l’identification et la quantification de radionucléides en présence de fortes déformations du spectre mesuré, dues notamment aux interactions de l’émission gamma de la source radioactive avec son environnement.
Le sujet proposé fait suite aux travaux de thèse ayant permis le développement l’algorithme hybride dans le but d’étendre cette approche à la caractérisation radiologique des surfaces en béton. Le candidat sera impliqué dans l’évolution de l’algorithme hybride machine learning/statistique pour la caractérisation de béton pour le classement en déchets conventionnels. Le travail comprendra une étude de faisabilité de la modélisation des écarts du modèle appris pour optimiser la robustesse de la prise de décision.
Commande optimisée d’un hub énergétique modulaire à signature CEM minimal
L’intégration des EnRs devient de nos jours un enjeu important pour les convertisseurs de puissance. La multiplication de ces convertisseurs et leur taux d’utilisation moyen permet de repenser la gestion des échanges d’énergie au niveau système. Ceci nous amène au concept de hub énergétique permettant d’interfacer par exemple un panneau photovoltaïque, un véhicule électrique, un réseau et du stockage stationnaire avec les charges.
Le but principal de cette thèse est d’améliorer l’efficacité, la compacité et la modularité du hub énergétique par le contrôle. Pour cela, plusieurs idées émergent, comme le contrôle avancé permettant de minimiser les pertes, la mise en opposition d’entrée alternative (AC) permettant de réduire le filtrage de compatibilité électromagnétique (CEM), la mise en série/parallèle de sortie continue (DC) permettant d’adresser des batteries 400Vdc/800Vdc, l’augmentation de fréquence de découpage permettant de réduire le volume etc…
Cette thèse permettra donc à moyen terme d’avoir un convertisseur optimal aussi bien énergétiquement qu’environnementalement.
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.
Mécanismes d’apprentissage pour la détection de comportements anormaux dans les systèmes embarqués
Les systèmes embarqués sont de plus en plus utilisés dans des infrastructures critiques (e.g. réseau de production d’énergie) et sont donc des cibles d’attaques privilégiées pour des acteurs malicieux. L’utilisation de systèmes de détection d’intrusion (IDS) analysant dynamiquement l’état du système devient nécessaire pour détecter une attaque avant que ses impacts ne deviennent dommageables.
Les IDS qui nous intéresse sont basés sur des méthodes de détection d’anomalie par machine learning et permettent d’apprendre le comportement normal d’un système et de lever une alerte à la moindre déviation. Cependant l’apprentissage du comportement normal par le modèle est fait une seule fois en amont sur un jeu de données statique, alors même que les systèmes embarqués considérés peuvent évoluer dans le temps avec des mises à jour affectant leur comportement nominal ou l’ajout de nouveaux comportements jugés légitimes.
Le sujet de cette thèse porte donc sur l’étude des mécanismes de réapprentissage pour les modèles de détection d’anomalie pour mettre à jour la connaissance du comportement normal par le modèle sans perdre d’information sur sa connaissance antérieure. D’autres paradigmes d’apprentissage, comme l’apprentissage par renforcement ou l’apprentissage fédéré, pourront aussi être étudiés pour améliorer les performances des IDS et permettre l’apprentissage à partir du comportement de plusieurs systèmes.
Modélisation électromagnétique des signatures radar et IA pour la reconnaissance d’objets
Cette thèse offre une opportunité unique de travailler à l’interface entre l’électromagnétisme, la simulation numérique et l’intelligence artificielle, afin de contribuer au développement des systèmes intelligents de détection et de reconnaissance de nouvelle génération. Le/la stagiaire intégrera le Laboratoire Antenne et Propagation (LAPCI) du CEA-LETI, à Grenoble (France), un environnement de recherche de rang mondial disposant d’équipements à la pointe de la technologie pour la caractérisation et la modélisation du canal de propagation, tels que des sondeurs de canal, des émulateurs, des chambres anéchoïques et des simulateurs électromagnétiques avancés. Une collaboration avec l’Université de Bologne (Italie) est prévue durant la thèse.
Cette thèse vise à développer des modèles électromagnétiques avancés de rétrodiffusion radar en champ proche, adaptés aux systèmes radar et JCAS opérant aux fréquences mmWave et THz. Les travaux porteront sur la modélisation physique de la signature radar d’objets étendus, en tenant compte des effets de champ proche, des configurations multi-statiques et multi-antennes, ainsi que de l’influence des matériaux et de l’orientation des cibles. Ces modèles seront validés par simulations électromagnétiques et par des campagnes de mesures, puis intégrés dans des outils de simulation de scène et de propagation multi-trajets de type ray-tracing. Les signatures radar ainsi obtenues seront exploitées pour entraîner des algorithmes d’intelligence artificielle dédiés à la reconnaissance d’objets, à l’inférence des propriétés des matériaux et à l’imagerie radar. En parallèle, des approches d’IA assistée par la physique seront étudiées afin d’accélérer les simulations électromagnétiques et de réduire leur complexité computationnelle. L’objectif final de la thèse est d’intégrer ces informations issues de la rétrodiffusion radar dans un framework de Semantic Radio SLAM 3D, afin d’améliorer la localisation, la cartographie et la compréhension de l’environnement dans des scénarios complexes ou partiellement masqués.
Nous recherchons un(e) étudiant(e) de niveau école d’ingénieur ou Master 2, avec de solides bases en traitement du signal, électromagnétisme, radar ou télécommunications. Un intérêt pour l’intelligence artificielle, la modélisation physique et la simulation numérique est attendu. Des compétences en programmation (Matlab, Python) seront appréciées, ainsi qu’une capacité à travailler à l’interface entre modèles théoriques, simulations et expérimentations. Curiosité scientifique, autonomie et motivation pour la recherche sont essentielles.
La candidature doit inclure un CV, un relevé de notes et une lettre de motivation.
Etude des modes et des mécanismes de défaillances des commutateurs RF à base de matériaux à changement de phase
Les commutateurs à base de matériaux à changement de phase (Phase Change Material, PCM) démontrent d'excellente performances RF (FOM <10fs) et peuvent être cointégrés dans le BEOL des filières CMOS. Leur fiabilité reste cependant très peu étudiée aujourd'hui. Des modes de défaillances tels qu'une rupture du heater, la ségrégation ou l'apparition de cavités dans le matériau sont montrés lors de tests d'endurance, mais les mécanismes d'apparition de ces défaillances ne sont pas discutés. L'objectif de cette thèse sera donc d'étudier les modes et les mécanismes de défaillances pour différentes conditions opératoires (endurance, maintien, puissance). L'analyse se fera au travers de caractérisations électriques et physiques et des méthodes de vieillissement accéléré seront mise en œuvre.
Développement de code et Simulation numérique de l'entraînement de gaz dans les réacteurs rapides refroidis au sodium
Dans les réacteurs nucléaires rapides refroidis au sodium (RNR-Na), la circulation du sodium liquide est assurée par des pompes centrifuges immergées. Sous certaines conditions, des vortex peuvent se développer dans les zones de recirculation, favorisant l'entraînement de bulles de gaz inerte (typiquement argon) présent au-dessus de la surface libre. Si ces bulles sont aspirées dans le circuit primaire, elles peuvent endommager les composants de la pompe et nuire à la sûreté de
l’installation. Ce phénomène reste difficile à prédire, en particulier en phase de conception, et dépend de nombreux paramètres physiques, géométriques et numériques. L’objectif de cette thèse est de contribuer à une meilleure compréhension et une modélisation de l'entraînement de gaz dans les écoulements à surface libre typiques des RNR-Na, à l’aide de simulations numériques de type CFD (Computational Fluid Dynamics), en s’appuyant sur le code open-source TrioCFD, développé par le CEA. Ce code dispose d’un module de suivi d’interface (Front Tracking) particulièrement adapté à la simulation de phénomènes diphasiques avec interface libre déformable.
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.
Etude expérimentale et simulation numérique des mécanismes de déformation et du comportement mécanique des alliages de zirconium après irradiation
La gaine des crayons combustibles des Réacteurs à Eau Pressurisée, fabriquée en alliages de zirconium, constitue la première barrière de confinement du combustible nucléaire. En réacteur, la gaine subit un dommage d’irradiation qui affecte ses propriétés mécaniques. Après leur séjour en réacteur, les crayons combustibles sont transportés et entreposés. Lors de ces différentes phases, le dommage d’irradiation dans la gaine est partiellement restauré conduisant à une nouvelle évolution des propriétés mécaniques du matériau. Toutes ces évolutions restent pour l’heure mal comprises.
L'objectif de ce travail de thèse est de mieux comprendre les mécanismes de déformation et le comportement mécanique après irradiation, et après restauration partielle, des alliages de zirconium. L’objectif opérationnel de cette étude est de mieux prédire le comportement des gaines après utilisation et ainsi garantir le bon confinement du combustible nucléaire et des produits de fission.
Dans ce but, des méthodes expérimentales originales seront mises en œuvre et des simulations numériques de pointe seront utilisées. Des irradiations aux ions seront réalisées afin de reproduire le dommage d’irradiation. Des traitements thermiques seront réalisés sur les échantillons après irradiation. Des échantillons seront ensuite tractionnés in situ, après recuit, dans un microscope électronique en transmission, à température ambiante ou en température. Les mécanismes observés à l’échelle nanométrique et en temps réel seront finalement simulés par dynamique des dislocations, aux mêmes échelles de temps et d’espace. Des simulations de dynamique des dislocations à très grande échelle seront également menée afin de déterminer le comportement monocristallin du matériau. En parallèle de cette étude à l’échelle nanométrique, une étude sera également menée à une échelle micrométrique. Des essais de nano-indentation et de compression de micro-piliers seront réalisés afin d’accéder au comportement mécanique après irradiation et recuit. Les résultats d’essais mécaniques seront confrontés aux simulations numériques grande échelle de dynamique des dislocations.
Cette étude permettra de mieux comprendre le comportement mécanique des alliages de zirconium après irradiation et recuit et ainsi de proposer des modèles de comportement prédictifs, basés sur les mécanismes physiques. A terme, ce travail contribuera à l’amélioration de la sureté lors du transport et de l’entreposage des assemblages combustibles usés.