Impact de la nanostructure du solvant sur la précipitation de l'uranium : approche physico-chimique pour le recyclage nucléaire
Le recyclage des combustibles nucléaires est un enjeu majeur pour garantir un avenir énergétique durable. Le CEA, en partenariat avec Orano et EDF, développe depuis plusieurs années un nouveau procédé de séparation des combustibles riches en plutonium. L’objectif est de remplacer le système actuel TBP/TPH par un procédé sans rédox, plus adapté au retraitement du MOX ou des réacteurs à neutrons rapides (RNR).
Dans ce cadre, cette thèse propose d’étudier le comportement des solvants organiques chargés en uranium pour comprendre et prévenir la formation de précipités, un phénomène qui pourrait impacter la performance des procédés industriels. L’approche scientifique se focalisera sur l’échelle supramoléculaire et sur une comparaison de différents monoamides pour évaluer l’effet des chaînes alkyles sur les propriétés physicochimiques et la nanostructure des solutions.
Le candidat devra avoir un niveau Master 2 en chimie, physicochimie ou matériaux. Des compétences en chimie analytique, spectroscopies (RMN, FTIR), et techniques de diffusion (SANS, SAXS) seront fortement valorisées. En rejoignant ce projet, intégrerez les laboratoires de pointe du CEA (ICSM/LTSM et DMRC/SPTC/LILA), dotés d'équipements de classe mondiale pour les études sur des échantillons radioactifs. Vous bénéficierez d'un encadrement multidisciplinaire, incluant la possibilité de collaborations internationales. Cette thèse représente un défi scientifique majeur avec des applications industrielles directes, vous offrant une expérience précieuse dans le domaine de la séparation et des procédés de l’industrie nucléaire.
Méthodes Monte-Carlo pour la sensibilité aux paramètres géométriques en physique des réacteurs
La méthode Monte-Carlo est considérée comme l'approche la plus précise pour simuler le transport de neutrons dans le cœur d'un réacteur, puisqu’elle ne nécessite pas ou très peu d'approximations et peut facilement traiter des formes géométriques complexes (aucune discrétisation n'est impliquée). Un défi particulier pour la simulation Monte-Carlo dans les applications de la physique des réacteurs est de calculer l'impact d'un petit changement de modèle sur ses paramètres : formellement, il s'agit de calculer la dérivée d'une observable par rapport à un paramètre donné. Dans un code Monte-Carlo, l'incertitude statistique est considérablement amplifiée lors du calcul d'une différence de valeurs similaires. Par conséquent, plusieurs techniques Monte-Carlo ont été développées afin d’estimer des perturbations directement. Toutefois, la question du calcul des perturbations induites par un changement dans la géométrie du réacteur reste fondamentalement un problème ouvert. L'objectif de cette thèse est d'étudier les avantages et les failles des méthodes de perturbation géométrique existantes et de proposer de nouvelles voies pour calculer les dérivées des paramètres du réacteur par rapport aux changements de sa géométrie. Le défi est double. Premièrement, il faudra concevoir des algorithmes pouvant calculer efficacement la perturbation géométrique elle-même. Deuxièmement, les approches proposées devront être adaptées aux architectures informatiques de la simulation à haute performance(HPC).
Influence de la perte de précurseurs de neutrons retardés par évacuation des gaz de fission sur la dynamique des réacteurs à sels fondus
Depuis une vingtaine d’années, les réacteurs nucléaires à sels fondus (molten salt reactor, MSR) connaissent un fort regain d’intérêt dans la communauté nucléaire internationale (programmes nationaux, start-ups dont une émanant du CEA). Les concepts modernes de MSR présentent un système d’évacuation des gaz de fission, qui s’accumulent dans le ciel de pile. Certains de ces gaz seront constitués de radionucléides précurseurs de neutrons retardés, qui seront donc perdus pour la réaction en chaîne. Ceci devrait réduire la fraction effective de neutrons retardés de ces réacteurs, déjà réduite par la circulation du sel hors de la zone critique. L’objectif de la thèse est d’évaluer l’ampleur de cette réduction additionnelle, et son influence sur la dynamique des réacteurs.
Une telle évaluation peut passer par des simulations numériques prenant en compte 1) une différenciation des groupes de précurseurs de neutrons retardés en groupes « phase liquide » et groupes « phase gazeuse » et 2) des modèles d’écoulement diphasique (où chaque type de groupe rejoint la phase qui lui correspond). La différenciation des groupes requiert une évaluation des fractions « liquide » et « gazeuse » pour chacun d’entre eux, par exemple à partir des rapports de branchement des évaluations nucléaires et la connaissance des éléments chimiques rejoignant chacune des phases. Celle-ci faite, on pourra mener des simulations avec le code « système » CATHARE (permettant déjà d’utiliser des modèles diphasiques) et le code « cœur » TRUST-NK (dont les fonctionnalités de calcul diphasique pourront nécessiter des développements) pour évaluer l’influence de la perte de précurseurs sur la dynamique des réacteurs.
Méthodologie de déploiement d'une flotte de réacteurs nucléaires innovants pilotée par les besoins et contraintes du réseau
Les réseaux électriques sont à une société ce que le système sanguin est au corps humain : les pourvoyeurs d’énergie électrique indispensable à la vie quotidienne de tous les organes de la société. Il s’agit de systèmes très complexes qui doivent garantir à tout instant l’équilibre entre la demande des consommateurs et la puissance injectée sur ses lignes via des mécanismes à des échelles spatiales et temporelles différentes.
Cette thèse vise à élaborer une méthodologie d’optimisation du déploiement de réacteurs nucléaires innovants dans des réseaux électriques, adaptée aux besoins et contraintes spécifiques de ceux-ci. Cette approche devra être applicable à une grande variété de réseaux, qu'ils soient insulaires ou de taille continentale, et à divers niveaux de pénétration et technologies d’Energies Renouvelables Intermittentes (EnRI). Les contraintes des réseaux devront traduire leurs besoins en stabilité à court terme (localisation et capacités des réserves inertielles, participation aux services systèmes), à moyen terme (pilotabilité et suivi de charge), ainsi qu’à long terme (disponibilité saisonnière et facteur de charge des moyens de production). Les réacteurs nucléaires innovants pourront appartenir à n’importe quelle filière, étant caractérisés uniquement par des grandeurs macroscopiques telles que la cinétique de montée/descente en charge, les paliers de puissance partielle, la durée avant redémarrage, les capacités de cogénération, etc. ainsi que des données technico-économiques requises pour le dispatching. Concrètement, l’objectif est de pouvoir dresser le portrait-robot (ie. localisation, puissance, cinétique) de flottes de réacteurs nucléaires garantissant un fonctionnement stabilisé des réseaux électriques malgré un fort taux de pénétration d’EnRI. Deux contributions principales sont attendues :
- Apport académique : proposer une méthodologie novatrice pour optimiser le déploiement de systèmes énergétiques de grande dimension comprenant des réacteurs nucléaires innovants, en intégrant à la fois la physique des réseaux électriques et leurs contraintes opérationnelles ;
- Apport industriel : développer des recommandations pour le déploiement optimal de réacteurs nucléaires innovants dans des systèmes électriques intégrant des EnRI, prenant en compte des aspects comme la puissance des réacteurs et leur inertie, leur localisation, les besoins en réserves pour les services systèmes, leur capacité de suivi de charge ou leur disponibilité.
Le doctorant sera basé dans une unité de recherche sur les systèmes nucléaires innovants. À l'intersection de l’étude de la dynamique des réacteurs nucléaires, de la physique des réseaux électriques, et de l'optimisation, cette thèse en énergétique offrira au doctorant l'opportunité de développer une connaissance approfondie sur les systèmes énergétiques de demain et les enjeux qui leur sont associés.
Développement d’une méthode de propagation d’incertitudes de type fonctionnel sur la puissance résiduelle
La puissance résiduelle est l’énergie dégagée par la désintégration des radionucléides présents dans le cœur d’un réacteur à l’arrêt. Une connaissance précise de sa valeur moyenne et de sa plage de variations revêt un aspect important pour le design et la sûreté des systèmes de transport et d’entreposage du combustible. Ces informations ne pouvant être mesurées de manière exhaustive, on utilise des outils de simulation numérique pour estimer la valeur nominale de la puissance résiduelle et quantifier ses variations dues aux incertitudes sur les données nucléaires.
Dans cette thèse, on se propose de quantifier les variations de la puissance résiduelle induite par les données de fonctionnement du réacteur, notamment les historiques de puissance, soit la puissance instantanée des assemblages de combustible lors de leur séjour en cœur. Ce travail revêt un challenge particulier puisque les données d’entrée ici ne sont plus des grandeurs scalaires mais des fonctions dépendant du temps. Pour cela, un modèle de substitution de l’outil de calcul scientifique sera développé afin de réduire le temps de calcul. La modélisation globale du problème sera réalisée dans un cadre bayésien à l’aide d’approches de réduction de modèle associées à des méthodes multifidélité. L’inférence bayésienne permettra in fine de résoudre un problème inverse pour quantifier les incertitudes induites par les historiques de puissance.
Le doctorant intègrera l’équipe du Laboratoire des Projets Nucléaires de l’institut IRESNE du CEA Cadarache. Il développera des compétences en simulation neutronique, science des données et réacteurs nucléaires. Il sera amené à présenter ses travaux périodiquement et les publiera dans des revues à comité de lecture.
Epitaxie sélective basse température du SiGe(:B) pour les transistors pMOS FD-SOI
Dans le cadre de l’évolution des technologies silicium pour la microélectronique, les procédés mis en jeu dans la fabrication des dispositifs se doivent d'être optimisés. Plus précisément, l'épitaxie, technique de croissance cristalline, est utilisée pour fabriquer des transistors FD-SOI (Fully Depleted-Silicon On Insulator) au nœud technologique 10 nm dans le cadre du projet NextGen au CEA-Leti. Une épitaxie de semi-conducteurs de type Si et SiGe dopée ou non est développée afin d’améliorer les performances électriques des dispositifs. Le travail de thèse portera sur les épitaxies sélectives du SiGe(:B) pour les canaux et les sources/drains des transistors pMOS. Une comparaison des cinétiques de croissances du SiGe et du SiGe:B sera faite entre les croissances sous gaz porteur H2, couramment employé et le gaz porteur N2. Des stratégies innovantes de dépôt/gravure cyclées (CDE) seront également évaluées, l’objectif étant d’abaisser la température du procédé.
Influence de la synthèse sur la modélisation des mécanismes de stockage du sodium dans le carbone dur
Les batteries sodium-ion (Na-ion) suscitent un intérêt considérable en tant qu'alternative crédible aux batteries lithium-ion largement utilisées aujourd'hui. L'abondance du sodium, ainsi que l'utilisation potentielle de matériaux d'électrode sans éléments critiques dans leur composition, ont conduit à l'intensification de la recherche sur les batteries Na-ion. Le carbone dur (HC) est identifié comme l'électrode négative la plus appropriée pour cette technologie. Il n’existe toutefois pas de consensus concernant les mécanismes de stockage du sodium dans le HC, parce que les multiples précurseurs et méthodes de synthèse conduisent à des HC singulièrement différents qui ne fonctionnent évidemment pas de la même façon. Une grande base de données fournit des relations entre les paramètres de synthèse (précurseur, lavage, prétraitement, pyrolyse, broyage) et les propriétés du HC (porosité, structure, morphologie, chimie de surface, défauts), mais elle n’explique pas ces relations. Par conséquent, l'approche envisagée dans cette thèse est une modélisation multiphysique des performances du HC permettant de comprendre l'influence du précurseur et de la méthode de synthèse, en exploitant la grande base de données de caractérisation existante.
Génération de micro-particules de césium silicaté de Fukushima
Microscopiques de par leur taille, mais grandes de par leur impact environnemental, les microparticules de césium détiennent une des clés de la compréhension de l’accident nucléaire de Fukushima. Suite à l'accident de Fukushima Daiichi, ces microparticules de verre silicaté riches en césium (MSC) ont été découvertes dans l'environnement, portant une part significative de la radioactivité. Très peu solubles dans l'eau, elles diffèrent de celles observées à Tchernobyl. Une thèse précédente a démontré que ces MSC pourraient être issues de l'interaction entre le corium et le béton lors d'un accident grave, via des expériences à petite échelle. L'étude a permis de reproduire des particules similaires, constituées de silice amorphe avec des nano-inclusions cristallines. Toutefois, les résultats doivent être affinés, notamment en ce qui concerne la présence de zinc et de calcium. La thèse proposée vise à explorer les mécanismes physico-chimiques menant à la synthèse de ces MSC. Des expériences en laboratoire recréeront les conditions d'interaction corium-béton, représentatives de Fukushima, afin d'optimiser les compositions et d'améliorer la modélisation des relâchements de ces particules dans les outils actuels d'évaluation des accidents graves.
Développement d’une approche de corrélation d’images multiéchelle et multivue pour le suivi d’essais dynamiques à grande-échelle
Les données expérimentales obtenues sur des spécimens à grande échelle jouent un rôle important pour l’étude de l’intégrité des structures. Les interprétations fines de ces essais nécessitent une instrumentation poussée des maquettes. En plus des systèmes d'acquisition de données classiques, les techniques de corrélation d'images numériques (CIN) permettent de mesurer les champs de déplacement et d'extraire des quantités d'intérêt (par exemple, champ d’endommagement). L’objectif de cette thèse est de développer une technique de corrélation d’images numériques multivue et multiéchelle (CI2M) pour le suivi des essais dynamique à grande-échelle. Nous nous concentrerons sur le comportement des structures en béton armé soumises à des chargements dynamiques. La technique de recalage de modèles par éléments finis (FEMU) sera utilisée pour identifier les phénomènes non linéaires dans la zone de process autour des fissures. La FEMU sera couplée aux analyses de CI2M, ce qui permet également de mesurer les conditions aux limites. L'utilisation des techniques de CI pour calculer les champs d'accélération sera également étudiée. Un cadre numérique sera proposé pour effectuer une analyse modale basée sur des champs calculés. A terme, ces outils pourront être intégrés dans une procédure de dialogue essais / calculs en apportant des information précises sur les propriétés mécaniques des éléments structuraux et leur évolution (p.ex., endommagement) induite par des chargements sismiques.
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. Bien que les méthodes classiques de CFD, basées sur la résolution des équations de Navier-Stokes, puissent aussi être parallélisées, les termes non linéaires peuvent rendre le parallélisme plus difficile à gérer, en particulier pour les modèles impliquant des écoulements turbulents ou des maillages irréguliers. 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 le Réacteur Jules Horowitz, car les dispositifs expérimentaux (DEX) sont refroidis par de l'eau en convection naturelle ou forcée. 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.
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 obtenus en les comparant aux données disponibles. Enfin, des calculs exploratoires en convection forcée (régime laminaire à turbulent) seront menés.