Modélisation du ‘’Joint Oxyde-Gaine’’ et de la corrosion interne de gaine dans GERMINAL à partir des résultats issus de différentes techniques de caractérisation expérimentale
Ce sujet de thèse s’inscrit dans le cadre des études sur le comportement physico-chimique en conditions d’irradiation du combustible « oxyde d’uranium et de plutonium » actuellement envisagé pour les futurs réacteurs nucléaires de 4ème génération. Du fait de son régime thermique particulièrement élevé au cours de son séjour en réacteur, le combustible des réacteurs à neutrons rapides est le lieu de divers phénomènes de transformations physiques et chimiques. Ces phénomènes peuvent affecter significativement le comportement de l’élément combustible dans son ensemble, mais on assiste en particulier à deux phénomènes spécifiques à ce type de combustible ayant lieu à moyen et fort taux de combustion :
- La formation par évaporation-condensation d’une couche de composés de produits de fission localisée entre la surface externe de la pastille et la face interne de la gaine à taux de combustion moyen, dénommée JOG pour Joint Oxyde Gaine ;
- La formation d’une couche composée de produits de fission et des éléments constitutifs de l’acier de gainage sur la face interne de la gaine à fort taux de combustion issue de la ROG (Réaction Oxyde-Gaine).
L’apparition successive ou conjointe de ces deux phénomènes est un facteur limitant pour les taux de combustion. Aussi, il est important de pouvoir estimer de manière assez précise la composition chimique de la pastille combustible et du jeu pastille-gaine au cours de l’irradiation. De précédents travaux expérimentaux été confortées par des calculs thermodynamiques qui avait conduit à supposer que le JOG était principalement constitué de Cs2MoO4, avec également la présence d’autres éléments tels que le tellure ou le baryum. Malgré tout, il n’y avait pas eu de mise en évidence directe de la présence de ce composé. Or récemment, des caractérisations expérimentales réalisées dans le cadre d’une thèse en cours ont permis d’obtenir des mesures quantitatives des éléments chimiques et de confirmer que le JOG était principalement constitué de Cs, Mo et d’O mais aussi d’I et Ba répartis dans plusieurs phases. D’autres éléments ont été détectés et mesurés dans des zones localisées, à savoir du Te, du Zr ainsi que de l’U et du Pu. En ce qui concerne la corrosion, des phases à base de Fe, Te et Pd ont été observées, ainsi que la présence conjointe de Cr et d’O.
En parallèle, un travail de modélisation de la redistribution axiale du césium a été initié en vue d’une amélioration de la description actuellement adoptée dans GERMINAL, l’outil de calcul scientifique (OCS) dédié au calcul du comportement thermomécanique et physico-chimique du combustible des réacteurs de 4ème génération irradié en conditions nominales et/ou incidentelles. En effet, l’inventaire en éléments chimiques à une cote axiale donnée intervient au premier ordre sur l’épaisseur de JOG et l’épaisseur de ROG calculée.
L’objectif du sujet de thèse consiste à améliorer la description et la modélisation de la formation du JOG et de la ROG dans l’outil de calcul scientifique (OCS) GERMINAL.
Pour ce faire, les recherches seront développées sur trois axes :
- Approfondissement de la méthodologie de migration radiale adoptée dans le code GERMINAL via la comparaison avec les résultats expérimentaux récemment obtenus. Celle-ci repose sur un couplage avec un module de thermochimie où plusieurs hypothèses de relâchement des produits de fission volatils créés dans la pastille vers le jeu pastille-gaine peuvent être considérées.
- Poursuite du développement du modèle de redistribution axiale du césium et par extension des produits de fission volatils afin d’aboutir à une première implémentation dans le code GERMINAL pour test et validation préliminaire par comparaison avec les résultats expérimentaux,
- Enfin, des calculs thermodynamiques visant à déterminer la nature et la quantité locale des phases chimiques formées dans la pastille combustible ainsi que des phases constitutives du JOG et de la ROG seront effectués à partir des inventaires axiaux évalués par le code GERMINAL.
Ainsi, il sera possible de pouvoir évaluer de manière plus précise la composition chimique du combustible irradié, du JOG et des produits de la ROG en fonction du taux de combustion via l’OCS GERMINAL en fonction du temps aux différentes localisations radiales et axiales.
Le doctorant sera intégré dans le service d’étude et de simulation du comportement du combustible qui dispose ou développe des outils de simulation variés (Département d'études des combustibles, Institut IRESNE (CEA Cadarache). Il interagira également avec le laboratoire de caractérisation et d’étude des propriétés des combustibles (SA3E/LCPC) d’où sont issues l’essentiel des données expérimentales actuellement disponibles sur le JOG et la ROG. Par ailleurs, des collaborations de type académiques ou internationales sont envisageables, notamment dans le cadre de l’OCDE/AEN avec le développement de la base de données thermodynamiques TAFID. Elles permettront au doctorant de valoriser les compétences qu’il aura acquises dans le domaine de la caractérisation des matériaux nucléaires ainsi que dans celui du calcul thermodynamique et de la simulation du comportement physico-chimique du combustible nucléaire irradié.
Conception et développement d’algorithmes asynchrones pour la résolution de l’équation du transport des neutrons sur des architectures massivement parallèles et hétérogènes
Cette proposition de thèse s’inscrit dans le cadre de la résolution numérique d’équations aux dérivées partielles par le biais d’une discrétisation des variables. Elle s’intéresse, dans un formalisme d’éléments finis, à travailler sur la conception d’algorithmes au travers de modèles de programmation parallèle et asynchrone pour la résolution de ces équations.
Le cadre industriel applicatif est la résolution de l’équation de Boltzmann appliquée au transport des neutrons dans le cœur d’un réacteur nucléaire. Dans ce contexte, beaucoup de codes modernes de simulations’appuient sur une discrétisation par éléments finis (plus précisément, un schéma Galerkin discontinu décentré amont) pour des maillages cartésiens ou hexagonaux du domaine spatial. L’intérêt de ce travail de thèse prolonge des travaux précédents pour explorer leur extension dans un cadre d’architecture distribuée qui n’ont pas été abordé jusque-là dans notre contexte. Il s’agira de coupler des stratégies algorithmiques et numériques pour la résolution du problème à un modèle de programmation qui expose du parallélisme asynchrone.
Ce sujet s’inscrit dans le cadre de la simulation numérique des réacteurs nucléaires. Ces simulations multiphysiques coûteuses requièrent le calcul du transport des neutrons en cinétique qui peuvent être associées à des transitoires de puissance violents. La stratégie de recherche adopté pour cette thèse permettra de gagner en coût de calcul, et alliée à un modèle massivement parallèle, peut définir les contours d’un solveur neutronique efficace pour ces problèmes multiphysiques.
Un travail réussi dans le cadre de cette thèse permettra à l’étudiant de prétendre à un poste de recherche en simulation et analyse numérique de problèmes physiques complexes, par-delà la seule physique des réacteurs nucléaires.
Les super-réseaux pour la caractérisation de la diffusion sous irradiation à l’échelle atomique
Les alliages métalliques utilisés dans les applications nucléaires sont soumis à des températures relativement basses (inférieures à 450°C) pendant des temps importants (supérieurs à 10 ans). A ces températures, les cinétiques de transformation des microstructures contrôlées par la diffusion sont lentes. L’apparition de certaines phases indésirables, susceptibles de fragiliser le matériau, peut survenir après plusieurs années de service. Les coefficients de diffusion jouent donc un rôle crucial en tant que données d'entrée pour modéliser l'évolution de ces microstructures à l’aide de modèles phénoménologiques. Or, la détermination expérimentale des coefficients de diffusion à basse température (T < 600°C) est extrêmement délicate, notamment en raison de la nécessité de caractériser des longueurs de diffusion nanométriques, une difficulté accrue en présence d'irradiation.
Avec le développement de l’analyse chimique en microscopie électronique en transmission (MET) et de la sonde atomique tomographique (SAT), il est désormais possible d’accéder expérimentalement à de très faibles longueurs de diffusion et donc de déterminer des coefficients de diffusion à basse température à l’aide de super-réseaux, qui sont des empilements de couches nanométriques de compositions chimiques différentes. On peut même caractériser l’effet de l’irradiation sur la diffusion en réalisant des irradiations aux ions, permettant de simuler les modifications causées par l’irradiation neutronique sans activer les matériaux. L’objectif de la thèse porte sur le développement d’une méthodologie et la caractérisation de la diffusion hors et sous irradiation dans un système ternaire d’intérêt (Ni–Cr–Fe), représentatif des aciers et des alliages à haute entropie envisagés dans l’industrie nucléaire.
Ce sujet de thèse est une opportunité de travailler avec des techniques expérimentales de pointe, en étroite collaboration avec une équipe de théoriciens du même département, ainsi qu’avec des équipes spécialisées dans l’élaboration de super-réseaux de l’UTBM à Belfort et du CINAM à Marseille.
Apport de l’IA sur les calculs neutroniques déterministes de réacteurs SMR-REP pilotés en eau claire
Face aux enjeux climatiques, la recherche d'énergies propres et fiables se concentre sur le développement de petits réacteurs modulaires à eau sous pression (SMR de type REP), d’une puissance de 50 à 1000 MWth, qui visent à décarboner la production d'électricité et de chaleur dans la prochaine décennie. En comparaison des réacteurs en exploitation, leur taille réduite peut permettre de simplifier leur conception en n'utilisant pas de bore soluble dans l’eau du circuit primaire. Le pilotage repose alors principalement sur le niveau d’insertion des barres absorbantes, qui perturbent la distribution spatiale de puissance lorsqu’elles sont fortement insérées, ce qui provoque des pics de puissance plus prononcés que dans un cœur géré au bore soluble, et complique la gestion de la réactivité. Estimer correctement ces paramètres pose alors des défis en matière de modélisation neutronique, en particulier les effets de l’historique d’insertion des absorbants sur l’évolution isotopique du combustible. Une thèse achevée en 2022 a exploré ces effets à l’aide d’un modèle neutronique analytique, mais des difficultés subsistent car les mouvements d’absorbants neutroniques ne sont pas les seuls phénomènes à influer sur le spectre neutronique. La thèse proposée cherche à développer une méthode alternative qui permette de gagner en robustesse, tout en cherchant à réduire encore les biais de calculs. Une analyse de sensibilité sera réalisée pour identifier les paramètres clés, permettant de créer un méta-modèle utilisant l'intelligence artificielle pour corriger les biais des modèles existants. Ce projet, en collaboration avec l'IRSN et le CEA, permettra d'acquérir une expertise en physique des réacteurs, en simulations numériques et en machine learning.
Le travail de thèse sera effectué 18 mois au CEA de Cadarache et 18 mois à l’IRSN de Fontenay-aux-Roses.
Etude des transitions de régime d’écoulement en post-assèchement
Les écoulements diphasiques interviennent dans de nombreux systèmes fluides, notamment pour le refroidissement des réacteurs nucléaires. Selon le flux thermique échangé dans le cœur du réacteur, le débit, la sous-saturation ou la pression, on peut constater des écoulements purement monophasiques, des écoulements à bulles ou annulaires (avec un film liquide au contact de la paroi et un cœur de vapeur).
Lors d’un accident de perte de réfrigérant primaire, le cœur du réacteur qui contient les crayons combustibles s’échauffe jusqu’à la crise d’ébullition lorsque le flux thermique est suffisamment important. Une illustration des régimes d’écoulements diphasiques lors de cet accident est présenté en figure 1. Un film de vapeur se forme rapidement et isole thermiquement les crayons, tandis que du liquide subsiste dans le cœur de l’écoulement. Les crayons du cœur sont asséchés, leur surface n’est refroidie que par de la vapeur et l’échange thermique à la paroi est ainsi dégradé [1]. Cet écoulement est du type "inverted annular film boiling". Au fur et à mesure que le liquide se vaporise, le film de vapeur s’épaissit et la turbulence induite aura tendance former des vagues a l’interface liquide-vapeur et à déstabiliser l’interface jusqu’à la formation de poches de liquides (inverted slug film boiling). Puis, l’évaporation et la fragmentation de ces poches vont mener à la formation d’un écoulement dispersé à gouttes (dispersed film boiling).
Actuellement, les transitions de régime d’écoulement dans cette configuration sont très mal identifiées [1], [2] bien que la connaissance de celles-ci soit importante pour l’étude de refroidissement du cœur du réacteur nucléaire. Une des principales difficultés expérimentales réside dans la nécessité de chauffer fortement les parois pour établir un film de vapeur et maintenir celui-ci, rendant de ce fait les sections d’essai opaques. Il est donc particulièrement complexe d’accéder à une visualisation directe et plus encore à des mesures de paramètres locaux comme les champs de températures et vitesses fluides. Les résultats expérimentaux disponibles dans la littérature sur ce sujet sont donc très limités et insuffisants pour développer un modèle physique [1], [3], [4], [5].
Cette thèse, qui constitue une première étape vers l’identification précise des transitions de régime, porte sur l’étude de l’effet purement hydrodynamique, en couplant des approches expérimentale et analytique. Afin d’obtenir une compréhension de la physique des différents phénomènes, la configuration d’un écoulement de liquide au cœur d’un écoulement gazeux est proposée. Dans celle-ci, la déformation de l’interface, la vitesse du gaz et la vitesse du liquide peuvent jouer sur la transition d’un régime à l’autre [6], [7] : l’interface lisse devient perturbée par des vagues (instabilités de Kelvin-Helmholtz), des gouttes sont arrachées de l’interface. Une analyse paramétrique sera effectuée en faisant varier les débits liquides et gazeux et ainsi l’épaisseur du film gazeux pour observer ces différents phénomènes et comprendre les effets de chaque paramètre sur les transitions de régimes. Expérimentalement, un banc a récemment été conçu au DM2S/STMF/LE2H afin d’étudier plus particulièrement ces transitions grâce à une visualisation des déformations de l’interface. Des adaptations pourront être apportées avec de nouvelles mesures ou éventuellement une nouvelle méthodologie si nécessaire.
A partir des résultats expérimentaux, il sera nécessaire d’identifier, voire de définir, les nombres adimensionnels pertinents pour décrire les phénomènes observés. L’analyse portera ensuite sur la caractérisation des transitions de régimes sur la base de ces nombres adimensionnels, afin de proposer une carte des transitions de régimes d’écoulements.
La combinaison des résultats obtenus permettra de renforcer les modèles utilisés dans les codes de calcul comme le code de thermohydraulique CATHARE, développé au CEA en particulier pour les études de sureté des réacteurs nucléaires. Cette thèse présente donc un fort intérêt académique par l’exploitation d’une installation expérimentale innovante et la production de résultats nouveaux qui confirmeront également son intérêt sur le plan industriel pour l’amélioration de la connaissance des phénomènes importants dans la démonstration de sûreté des réacteurs nucléaires.
Références :
[1] M. Ishii et G. De Jarlais, « Flow visualization study of inverted annular flow of post-dryout heat transfer region », Nuclear Engineering and Design, 1987.
[2] G. De jarlais, M. Ishii, et J. Linehan, « Hydrodynamic stability of inverted annular flow in an adiabatic simulation », Argonne National Laboratory, CONF-830702-9, 1983.
[3] T. G. Theofanous, « The boiling crisis in nuclear reactor safety and performance », International Journal of Multiphase Flow, vol. 6, no 1, p. 69-95, févr. 1980, doi: 10.1016/0301-9322(80)90040-3.
[4] N. Takenaka, T. Fujii, et others, « Flow pattern transition and heat transfer of inverted annular flow », Int. J. Multiphase Flow, 1989.
[5] M. A. El Nakla, D. C. Groeneveld, et S. C. Cheng, « Experimental study of inverted annular film boiling in a vertical tube cooled by R-134a », International Journal of Multiphase Flow, vol. 37, p. 37-75, 2011.
[6] Q. Liu, J. Kelly, et X. Sun, « Study on interfacial friction in the inverted annular film boiling regime », Nuclear Engineering and Design, vol. 375, 2021.
[7] K. K. Fung, « Subcooled and low quality film boiling of water in vertical flow at atmospheric pressure », PhD Thesis, Argonne National Laboratory, 1981.
Vers une compréhension du comportement expansif de certains enrobés cimentaires de concentrats d’évaporation : approche expérimentale et modélisation couplée chimie-transport-mécanique simplifiée
Dans l’industrie nucléaire, l’évaporation est un procédé communément utilisé pour réduire le volume des effluents radioactifs de faible ou moyenne activité avant leur conditionnement. Il en résulte des concentrats d’évaporation, solutions de forte salinité pouvant contenir un large éventail d’espèces ioniques. Ces concentrats sont ensuite conditionnés en matrice cimentaire, matériau présentant de nombreuses qualités intrinsèques (faible coût, disponibilité, simplicité de mise en œuvre, bonne résistance mécanique, stabilité sous irradiation…). L’acceptation en stockage des colis de déchets cimentés passe néanmoins par le respect d’un certain nombre de spécifications. Il est ainsi nécessaire de vérifier l’absence d’expansion conduisant à une dégradation de la matrice lors d’une conservation en environnement humide.
La thèse visera à comprendre les mécanismes qui régissent les variations volumiques d’enrobés de concentrats d’évaporation lorsqu’ils sont conservés sous eau. L’étude sera menée sur déchets simulés, reconstitués par dissolution dans l’eau de sels aux concentrations désirées. Elle débutera par une phase expérimentale qui fournira les données d’entrée pour une modélisation physico-chimique simplifiée des enrobés afin d’en estimer le comportement mécanique macroscopique, ainsi que les principaux flux lixiviés.
Ce projet de recherche s'adresse à un doctorant désireux de renforcer ses compétences en science des matériaux tout en contribuant à des solutions innovantes pour le conditionnement des déchets radioactifs. Il sera mené en partenariat avec l’ONDRAF, l’Organisme National belge pour la gestion des Déchets Radioactifs, et s’appuiera sur les compétences de deux laboratoires du CEA, le Laboratoire de Formulation et de Caractérisation des Matériaux Minéraux (CEA Marcoule) ainsi que le Laboratoire d’Etude du Comportement des Bétons et Argiles (CEA Saclay).
FREEZE-CASTING : TEXTURATION PAR LA GLACE
Le sujet de thèse se focalise sur les matériaux combustible de type MOX à porosité contrôlée. L'étudiant devra mettre au point une suspension aqueuse concentrée en phase solide, dispersée et stable dans le temps vis à vis de la sédimentation. Cette suspension sera optimisée grâce à un plan d'expériences. Les essais à réaliser seront typiquement des mesures de potentiel zêta et de rhéologie. Les paramètres à prendre en compte seront le taux de matière sèche ainsi que la nature et la concentration en certains additifs (dispersants, surfactants, liants organiques) pouvant être incorporés dans la formulation.
Dans un second temps, les conditions de texturation par la croissance contrôlée de cristaux de glace seront explorées, là aussi au moyen d'un plan d'expériences.
Après lyophilisation et frittage, l'objectif est l'obtention d'une porosité résiduelle contrôlée en taille, en morphologie et en interconnexion. Les microstructures frittées seront caractérisées par céramographie, microscopie électronique en balayage, analyse d'images et tomographie X sur une ligne pouvant accueillir des matériaux radioactifs.
Etude à l’échelle atomique de la mobilité des dislocations dans le combustible MOX
La transition vers la neutralité carbone exige une augmentation rapide des énergies décarbonées, dont le nucléaire, qui nécessite une compréhension approfondie des matériaux irradiés. Le combustible à oxyde mixte (MOX) est particulièrement important, car il optimise l'utilisation des ressources nucléaires et réduit les déchets radioactifs. Le comportement mécanique du MOX sous irradiation est crucial pour garantir l’intégrité du combustible dans diverses conditions de fonctionnement.
L’objectif de la thèse est de réaliser des simulations atomistiques afin de comprendre la mobilité des dislocations, essentielle pour soutenir la modélisation multiéchelle du comportement mécanique du MOX. Des calculs de dynamique moléculaire permettront d'analyser la mobilité des dislocations en fonction de diverses conditions de température, de contraintes, de teneur en plutonium et de déviations à la stœchiométrie, avec pour but d’établir des lois de vitesse. Les résultats de ces simulations amélioreront la modélisation micromécanique dans la plateforme de simulation PLEIADES du CEA, dédiée à la simulation du cycle de vie complet du combustible nucléaire, de sa fabrication jusqu'à l’entreposage.
Le doctorant sera accueilli au Laboratoire de Modélisation du Comportement des Combustibles (Institut IRESNE, CEA-Cadarache), un environnement dynamique composé de 11 chercheurs et d'un nombre équivalent de doctorants. Situé en Provence, ce centre offre un cadre de travail agréable, entre les parcs naturels du Verdon et du Lubéron. La thèse se fera en collaboration avec l'IM2NP, un laboratoire à la pointe de la recherche en physique des matériaux.
Le candidat doit avoir de solides bases en physique des matériaux, idéalement en mécanique aux petites échelles. Ces compétences pourront être renforcées durant un stage de M2 au sein du laboratoire. Le doctorant valorisera son travail à travers des publications scientifiques et des présentations en conférences internationales, ouvrant ainsi des opportunités dans les domaines de la recherche et de l'industrie.
Matériaux fonctionnels luminescents développés par fabrication additive pour le suivi de la corrosion
Dans le cadre de la transition énergétique, prolonger la durée de vie des composants métalliques exposés à des environnements corrosifs est essentiel, notamment dans l'industrie nucléaire, où les conditions agressives entraînent une dégradation rapide. Les méthodes de maintenance actuelles, comme les contrôles non destructifs par ultrasons, sont limitées pour détecter la corrosion localisée. Pour y remédier, des techniques basées sur la luminescence ont été développées pour un suivi in situ de la perte de matière. Des recherches récentes ont démontré l'intégration de luminophores dans des composants métalliques par fabrication additive, offrant ainsi des propriétés optiques et la possibilité de servir de marqueurs de corrosion. Cependant, leur comportement en milieu corrosif et leurs caractéristiques luminescentes nécessitent une exploration approfondie.
Ce projet de thèse vise à intégrer dans des matrices métalliques divers candidats luminescents par fusion laser sur lit de poudre (L-PBF) tout en étudiant l'interdépendance entre microstructure et corrosion. La corrosion sera évaluée dans des milieux salins et acides nitriques pour identifier les mécanismes de corrosion et optimiser l'application. Les essais de corrosion (immersion et électrochimiques), accompagnés d'observations microstructurales, permettront d’évaluer la durée des luminophores sur la structure avant de migrer dans le milieu, information essentielle pour définir le dispositif de détection et les intervalles de maintenance. Un banc d'essai sera également mis en place pour surveiller la corrosion in situ.
Structure et mobilité des agrégats et boucles d'interstitiels dans l'oxyde d'uranium
L’oxyde d’uranium (UO2) est le combustible usuel des centrales nucléaires à fission. A ce titre son comportement sous irradiation est très étudié. L’irradiation crée des défauts lacunaires ou interstitiels qui vont piloter l’évolution de la microstructure du matériau qui elle-même va impacter ses propriétés physiques (par exemple sa conductivité thermique) et mécaniques. Les agrégats d’interstitiels en particulier jouent un rôle prépondérant.
D’une part, aux plus petites tailles, la diffusion des interstitiels dans UO2 est encore assez mal comprise. En effet, expérimentalement, on observe l’apparition de boucles de dislocations constituées d’interstitiels de tailles pouvant atteindre la dizaine de nanomètres. A l’inverse on n’observe pas de cavités et les défauts lacunaires restent de tailles subnanométriques. Cela dénote une diffusion plus rapide des interstitiels que des lacunes, la diffusion permettant l’agglomération des interstitiels et la formation de boucles. Pourtant les calculs à l’échelle atomique ne montrent pas de différence majeure entre les coefficients de diffusion des lacunes et des interstitiels dans UO2. Une hypothèse pour expliquer cette contradiction apparente est que ce seraient les agrégats d’interstitiels qui diffuseraient rapidement (Garmon, Liu et al. 2023).
D’autre part, on s’attend à ce que les agrégats d’interstitiels tridimensionnels soient les germes des boucles de dislocations observées en microscopie électronique à transmission dans l’oxyde d’uranium irradié. Mais les mécanismes de transformations des agrégats en boucles et de changement de nature de boucles restent incompris dans l’oxyde d’uranium. Ces mécanismes ont très récemment été élucidée pour des métaux cubique à face centré (Jourdan, Goryaeva et al. 2024). Il est possible que des mécanismes comparables soient à l’œuvre dans UO2 avec la complication induite par l’existence deux sous-réseaux.
Nous proposons donc d’étudier par simulations à l’échelle atomique les agrégats d’interstitiels dans UO2.
On abordera d’abord la structure de ces agrégats subnanométriques tridimensionnels. Pour ce faire nous utiliserons les outils de classification des structures de défauts par intelligence artificielle mises au point au laboratoire (Goryaeva, Lapointe et al. 2020). On étudiera la diffusion de ces objets, par dynamique moléculaire et par recherche automatique de cols de migration à l’aide d’outils de type kinetic-ART (Béland, Brommer et al. 2011). Dans un deuxième temps, on étudiera la stabilité relative des agrégats 3D et des boucles de dislocations fautées et parfaites et les transformations entre ces différents objets.
Cette étude devra reposer sur des potentiels d’interaction interatomiques. On commencera par utiliser les potentiels empiriques disponibles dans la littérature avant nous tourner vers les potentiels de type Machine Learning (Dubois, Tranchida et al. 2024) en développement au Département d’Etudes du Combustibles du CEA Cadarache.
Béland, L. K., et al. (2011). "Kinetic activation-relaxation technique." Physical Review E 84(4): 046704.
Chartier, A., et al. (2016). "Early stages of irradiation induced dislocations in urania." Applied Physics Letters 109(18).
Dubois, E. T., et al. (2024). "Atomistic simulations of nuclear fuel UO2 with machine learning interatomic potentials." Physical Review Materials 8(2).
Garmon, A., et al. (2023). "Diffusion of small anti-Schottky clusters in UO2." Journal of Nuclear Materials 585: 154630.
Goryaeva, A. M., et al. (2020). "Reinforcing materials modelling by encoding the structures of defects in crystalline solids into distortion scores." Nature Communications 11(1).
Jourdan, T., et al. (2024). "Preferential Nucleation of Dislocation Loops under Stress Explained by A15 Frank-Kasper Nanophases in Aluminum." Physical Review Letters 132(22).