Dans les combustibles nucléaires, lorsque l’accumulation des défauts d’irradiation est accompagnée d’une possibilité limitée de restauration, un changement profond peut se produire dans la microstructure. Les grains micrométriques sont progressivement remplacés par des grains nanométriques vierges entourés par des pores micrométriques de forme sphérique. Cette nouvelle microstructure, appelée High Burnup Structure (HBS), impacte le comportement du combustible nucléaire sous irradiation, en modifiant des propriétés importantes du combustible, telles que la conductivité thermique et les propriétés élastiques. La nouvelle porosité associée à la HBS induit un gonflement supplémentaire du combustible, pouvant contribuer à l'interaction mécanique pastille-gaine, et engendrer le relâchement des gaz de fission stockés lors de transitoires accidentels hypothétiques (accidents de perte de réfrigérant primaire (APRP) ou d’insertion rapide de réactivité (RIA)).
Au vu des températures différentes de fonctionnement du combustible envisagées dans les Small Modular Reactors (SMRs) calogènes, par rapport au REPs électrogènes du parc français actuel, les modèles disponibles dans les Outils de Calcul Scientifique (OCS) du comportement du combustible nucléaire, qui ont été développé pour des conditions du type REP, ne peuvent pas être extrapolés à l’analyse du combustible des SMRs calogènes. L'inapplicabilité de ces modèles est due au fait qu'ils ont été élaborés en se basent sur des approchés empiriques dérivés à partir de données expérimentales obtenues sur des combustibles REP qui ont fonctionné à des températures qui ne sont pas compatibles avec les plages de fonctionnement envisagées pour les SMRs calogènes. Une représentation plus physique est donc préférable, afin de s’affranchir des données expérimentales qui empêchent d’utiliser les prédictions des modèles de la formation de la HBS au-delà de leurs domaines de validité.
Ce travail de thèse vise à identifier les mécanismes à l’origine de la restructuration du combustible à base d’oxyde d’uranium, en utilisant une combinaison d’analyse critique de données expérimentales, d’études théoriques et computationnelles avec l’objectif de développer un modèle pour la formation de la HBS et de l’inclure dans la plateforme de simulation du combustible nucléaire sous irradiation du CEA, PLEIADES.
Les trois étapes importantes de la thèse seront :
- Une révision critique de la littérature ouverte et interne au CEA, pour analyser et interpréter les résultats à utiliser dans le travail de thèse.
- Le développement d’un modèle pour l’évolution des défauts ponctuels dans l’oxyde d’uranium sous irradiation, qui décrive l’évolution des quantités d’intérêt à l’échelle microscopique, notamment la concentration de boucles et lignes de dislocations. Son inclusion dans un outil de calcul scientifique de la plateforme PLEIADES est aussi envisagé.
- L'utilisation (et, à l’occasion, l'amélioration) des outils, originalement développés pour la simulation de la recristallisation des métaux, pour la simulation de la restructuration du combustible en HBS, en exploitant les résultats issus du modèle d’évolution des défauts ponctuels et étendus.
Toutes les étapes du travail seront complétées par une comparaison systématique aux résultats expérimentaux et, in fine, le modèle sera utilisé pour l’analyse du combustible des SMRs calogènes en cours de développement au CEA.
Les résultats obtenus dans la thèse seront l’objet de présentations en conférences à l’internationale (par exemple, NuMat – The Nuclear Materials Conference, MMM – Multiscale Materials Modeling Conference, MiNES – Materials in Nuclear Energy Systems), ainsi que de publications dans des revues scientifiques internationales (Computational Material Science, Journal of Nuclear Materials, Journal of the European Ceramic Society).
Au sein de l'institut IRESNE (CEA Cadarache), le candidat rejoindra une communauté scientifique pluridisciplinaire sur les matériaux (physique du solide, thermique, mécanique, mathématiques appliquées, thermochimie, thermodynamique) et ouverte à la fois sur la recherche internationale et le monde industriel, aura l’opportunité d’échanger avec des experts impliqués dans les différents étapes de la conception d’un réacteur nucléaire et utilisera des simulations numériques de pointe à petites et grandes échelles. Il aura enfin la possibilité d’intégrer pour une partie de sa thèse le laboratoire universitaire du directeur de thèse, où il pourra ainsi compléter l'expérience acquise au sein du CEA.