Vous êtes intéressés par les enjeux énergétiques et les métiers de l’énergie? Venez faire un stage à Cadarache!

Présentation du CEA

Pour répondre aux enjeux du XXIème siècle, la Direction des EnergieS (DES) s’est récemment dotée de trois instituts.

Basé sur le centre de Cadarache, le plus grand centre de recherche européen sur les énergies « bas carbone », l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone (IRESNE) conduit des études sur les systèmes de production énergétique Le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies décarbonée utilisant ou valorisant l'énergie produite par alternatives (CEA) est un organisme public de recherche les technologies nucléaires (réacteurs à eau du parc qui se pose en acteur majeur de la recherche, du électrogène actuel, réacteurs du futur de tous types, à développement et de l'innovation, en remplissant des missions d’envergure dans différents domaines : spectres thermiques ou rapides). Il intervient également en soutien aux réacteurs de propulsion nucléaire et expérimentaux. Les activités de l’IRESNE s’organisent autour de plusieurs plateformes expérimentales pour l’énergie nucléaire au La défense et la sécurité sein de trois départements que sont le Département d’Etudes des Réacteurs (DER), le Départements d’Etudes L’énergie nucléaire des Combustibles (DEC) et le Département de Technologie Nucléaire (DTN). La recherche technologique pour l’industrie La recherche fondamentale en sciences DER de la matière et de la vie DEC

Les énergies renouvelables IRESNE DTN Le climat et l’environnement

Les sujets de stages présentés dans ce livret, sont tous en liens avec des défis scientifiques et technologiques à relever par l’IRESNE. La notoriété internationale de ses Avec ses 16000 salariés -techniciens, ingénieurs, chercheurs, la qualité scientifique des études menées, chercheurs, et personnel en soutien à la recherche- le associées au caractère unique des plateformes CEA est organisé en quatre directions numériques et expérimentales des laboratoires du opérationnelles : Centre de recherche de Cadarache, offrent au futur stagiaire un environnement de travail de premier plan pour la réussite de son stage. Il pourra ainsi développer des compétences de haut niveau valorisables pour son DAM : Direction des DRT : Direction de la évolution professionnelle. Applications Recherche Militaires Technologique Retrouvez toutes les offres de stages du CEA de Cadarache sur : https://www.emploi.cea.fr

DRF : Direction de la DES : Direction des Recherche EnergiES Fondamentale

3 Les stages à Cadarache en pratique

Choisir de faire son stage à Cadarache, c’est aussi Le Centre de Cadarache est desservi matin et soir par faire le choix d’une qualité de vie de haut niveau. des cars au départ de plusieurs villes et villages des départements 04, 13, 83 et 84. Ces cars sont gratuits Le Centre de recherche de Cadarache, implanté sur la pour les personnes venant travailler sur le Centre. commune de Saint-Paul-Lez-Durance (Bouches-du- Rhône), est idéalement situé, à 30 min d’Aix-en- Deux restaurants d’entreprise sont à disposition avec Provence, 1 h de la mer, 1 h 30 des stations de ski les un tarif préférentiel pour les étudiants. plus proches. Il s’étend sur un grand parc arboré de 900 hectares où de nombreuses espèces animales Sur le plan associatif, les stagiaires du CEA de vivent en liberté. Cadarache peuvent participer aux activités proposées par ’Association des Thésards de Cadarache Les étudiants stagiaires reçoivent une indemnité de (ASTHEC), une association loi 1901 gérée pour et par stage mensuelle qui peut varier de 700 à 1300 € en ses membres. Elle est ouverte à tous les doctorants, fonction de l’école, du diplôme préparé et de la stagiaires, post-doctorants et intérimaires accueillis durée du stage. Une prime peut être accordée en fin dans les laboratoires du Centre CEA de Cadarache. de stage en fonction de l’évaluation du stage. Le but premier de l'Association est d’accueillir les nouveaux arrivants sur le Centre et de les faire se Une participation du CEA aux frais de logement, en rencontrer via des activités diverses, à vocation cas de location pour la durée du stage, est possible, scientifique ou non, se déroulant toujours dans une le stagiaire peut aussi demander les APL. chaleureuse ambiance (soirées, sorties, visites Un large choix de logements dans les 4 départements scientifiques, transmission d'offres d'emplois). Pour environnants s’offre aux doctorants : pour les plus plus d’informations, voir le site : citadins, les villes d’Aix en Provence (30 minutes par http://www.asthec.org l’autoroute), Pertuis (20 minutes par la route), Manosque (10 minutes par l’autoroute) ; pour les amateurs de campagne, les villages du Luberon, du Var, des Alpes de Haute Provence, … La résidence « Le hameau » située à la sortie du Centre de Cadarache propose des studios à la location. Adresse : Habitat Pluriel Résidence Le Hameau – 13115 Saint-Paul lez Durance, Téléphone 04 42 57 43 83.

4 SOMMAIRE

SPESI-1 Développement d’un outil de calculs prédictifs de sûreté pour les essais sur le réacteur CABRI

SPESI-2 Optimisation neutronique et thermo-hydraulique d’un dispositif d’essai du réacteur CABRI

SPESI-3 Calculs d’activité d’un dosimètre cobalt dans le RJH

SPESI-4 Modélisations Monte Carlo des détecteurs de X et gamma de la plate-forme MADERE

SPESI-5 Étude de configurations expérimentales du réacteur de recherche VENUS pour l'amélioration des données nucléaires

SPESI-6 Etat de l’art de la mesure « neutrons rapides » par collectrons : Application de MATISSE aux cas identifiés

SPESI-7 Faisabilité de l’utilisation de l’hélium-4 pour détecter des neutrons rapides lors d’un essai de sûreté nucléaire

SPESI-8 Evolution architecturale d’une base de données de dosimétrie en réacteur. Définition, développement et mise en œuvre

SPRC-1 Optimisation du schéma de pilotage du cœur SMR NUWARD SPRC-2 Développement d’un couplage entre le code neutronique APOLLO3 et la plate-forme URANIE et application à l’optimisation du schéma de pilotage du cœur NUWARD

SPRC-3 Evaluation de l’usure du gadolinium dans un cœur SMR

SPRC-4 Modélisation de l’historique d’usure neutronique des grappes de contrôle en réacteur SMR REP sans bore soluble

SPRC-5 Développement d’un module de post-traitement économique de simulations de scénarios électronucléaires SPRC-6 Interprétation de l’expérience d’activation du sodium secondaire de SUPERPHENIX

SPRC-7 Interprétation d’expériences Phénix avec APOLLO3® : substitution d’assemblages

SPRC-8 Influence des neutrons retardés dans l’expérience de mesure de la puissance résiduelle aux temps très courts dans RJH (PRESTO)

SPRC-9 Etudes d’absorbants alternatifs pour un Small Modular Reactor sans bore soluble

5 SOMMAIRE

SPRC-10 Sélection de voies de pilotage optimales pour un réacteur à sels fondus

SPRC-11 Développement et Validation du code de calcul de sources de neutrons iSourceC

SPRC-12 Etude de la cinétique d’un accident de remontée intempestive de barre dans un RNR

SPRC-13 Interprétation de l’expérience REACTIVIX avec le formulaire APOLLO3-RNR

SPRC-14 Etude du potentiel d’un cœur sous-critique pour la réalisation d’expériences de validation des OCS

SPRC-15 Apports de la structure nucléaire microscopique sur la modélisation effective des processus nucléaires

SPRC-16 Etude d’impact des options de modélisations d’un assemblage sur les performances de calcul TRIPOLI-4 en évolution

SPRC-17 Représentativité/transposition : Etude et impact des corrélations expérimentales

SPRC-18 Exploitation des courbes de fission élémentaires pour la VVQI de la PR des REP avec DARWIN2.3

SPRC-19 Analyse des rendements isotopiques pour l’étude de la fission nucléaire

SPRC-20 Vers une maîtrise approfondie des calculs de caractérisation des combustibles usés

SPRC-21 Etudes des réactions nucléaires intervenant dans le calcul des combustibles REP-MOX

SPRC-22 Modélisation et Analyse du benchmark BEAVRS (temps zéro) à l’aide du code Monte-Carlo TRIPOLI-4

SPRC-23 Mise en œuvre d'un calcul de contre-réaction thermohydraulique simplifié à l'échelle cellule avec le code APOLLO3 avec application au benchmark REP BEAVRS

SPRC-24 Mise en œuvre de calculs Monte Carlo multigroupes pour la validation des méthodes déterministes utilisées en neutronique au CEA

SPRC-25 Validation des calculs neutroniques de configurations dégradées au cours d’accidents graves de RNR- Na modélisés par la plate-forme SEASON

SPRC-26 Conception d’une expérience ciblant les données de neutrons retardés associées à la fission 238U induite par neutron rapide

SPRC-27 Étude de l’impact des incertitudes des données nucléaires dans un transitoire d’éjection de barre

SPRC-28 Simulation des fluctuations neutroniques engendrées par la fission

SPRC-29 Combinaison de méthodes de réduction de variance pour optimiser l’estimation des débits d’équivalent de dose dans les opérations de démantèlement

SPRC-30 Optimisation des calculs Monte-Carlo évoluants pour les réacteurs à plaques

SPRC-31 Mise en place d’un schéma de calculs APOLLO3 permettant l’obtention de sensibilités aux données nucléaires pour la réactivité de cœurs à plaques

6 SOMMAIRE

SESI-1 Modélisation temporelle et technico-économique de scénarios de mix énergétique d'un pays émergent fictif sous contraintes externes

SESI-2 Préconception d’un réacteur nucléaire pour la capture du CO2 atmosphérique

SESI-3 Evaluation d’un critère basé sur la densité d’énergie de déformation pour prédire la rupture des gaines des crayons combustibles avec le code CATHARE

SESI-4 Modélisation de l’écoulement en circulation naturelle d'un système passif d’Évacuation de la Puissance Résiduelle dans un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium

SESI-5 Calcul multiphysique d’un accident de RIB à l’échelle du faisceau d’aiguille

SESI-6 Étude de la manœuvrabilité d'un Small Modular Reactor (SMR) fonctionnant en circulation naturelle

SESI-7 Évaluation technico-économique des nouveaux concepts de SMR RNR-Na

SESI-8 Études comparatives de modules neutroniques pour un code accidents graves sur RNR-Na

SESI-9 Prise en compte de phénomènes multiphysiques dans un réacteur nucléaire de génération IV

SESI-10 Approche de type Local Defect Correction pour le couplage CATHARE/CFD

SESI-11 Study of impact of particle-flow modeling in SIMMER code on severe accident transient in SFR core

SESI-12 Etude CFD de l'injection de vapeur d'eau pour un dans un réservoir du système de sûreté de Réacteur à Eau Pressurisée.

SESI-13 Etude d'équilibre thermodynamique dans un réacteur à sel fondu

SESI-14 Validation de modèles 3D pour l'étude de transitoire accidentel dans un RNR-Na avec le code CATHARE

SESI-15 Études thermohydrauliques pour la validation d'un outil physique paramétrable d'accidents graves en réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium.

SESI-16 Modélisation CFD d'un Réacteur Rapide refroidi au Sodium disposant d’assemblages perforés en situation de bouchage total instantané

7 SOMMAIRE

SA3E-1 Frittage SPS de nanopoudres d’UO2 SA3E-2 Etude expérimentale et simulation du broyage de particules

SA3E-3 Caractérisations mécaniques de particules

SA3E-4 Simulation du remplissage et vidange d’une trémie

SA3E-5 Traitement et analyse d'images de microscopie

SA3E-6 Quelle thermo pour buller dans l'UO2?

SA3E-7 Simulation du remplissage et vidange d’une trémie

SA3E-8 Réalisation d'un montage vidéo

SESC-1 Couplage diffusion/fluage en transitoire

SESC-2 Plasticité cristalline du combustible UO2 : comparaison simulation expérience lors d’un essai de compression sur micro-piliers

SESC-3 Caractérisation de l’homogénéité d’un mélange de deux poudres dans un tambour tournant : Simulation numérique par Méthode des Éléments Discrets

SESC-4 Développement et évaluation de modèles d'endommagement pour le traitement de la fissuration des matériaux

SESC-5 Etude thermomécanique de concepts innovants de combustible pour les réacteurs à eau pressurisée

SESC-6 Réalisation de calculs thermohydrauliques

SESC-7 Etude hydraulique aiguilles absorbantes

SESC-8 Ordre N et GPUs appliqués à UO2

SESC-9 Etude de la fusion d'un combustible nucléaire

SESC-10 Calcul de propriétés oxydes d’actinides

SESC-11 Désordre chimique et machine learning

SESC-12 Calculs atomistiques dans U3Si2

8 SOMMAIRE

SESC-13 Simulation des produits de fission

SESC-14 Simulation des joints de grains de UO2

SESC-15 Modèle de bulles de gaz dans un solide

SESC-16 Calcul de la composition du MOX irradié

SESC-17 Traitement des conditions aux limites de type multi-point constraints dans le code HPC de mécanique du solide HELIX

SESC-18 Contribution au développement d’un code de calcul de mécanique solide non linéaire hautes performances HELIX. Lois non linéaires et raffinement adaptatif de maillage

SESC-19 Approches Data-driven en mécanique non linéaire

SESC-20 Raffinement adaptatif de maillage dynamique pour la modélisation 3D

SESC-21 Analyse de la stabilité des résultats d’un code de calcul scientifique multi-physique, convergence en maillage

SESC-22 Développement informatique pour améliorer la phase d’initialisation d’un code de calcul scientifique

SESC-23 Amélioration d’un outil informatique de comparaison de résultats temporels au sein d’une plateforme numérique de simulation

SESC-24 Refactoring bibliothèque numérique C++

SESC-25 Intégration d'un modèle de comportement de gaz de fission dans le code de calcul combustible des réacteurs de recherche

SESC-26 Simulation thermomécanique de combustibles RNR en situation accidentelle

SESC-27 Simulation 1D comportement combustible

SESC-28 Conception spécification crayons P2M

SESC-29 Etablissement à l’aide de calculs 3D d’une corrélation 1D rendant compte des déformations des fragments des pastilles combustibles pour des Réacteurs à Eau Pressurisée

SESC-30 Simulation 3D du comportement mécanique de plaques combustibles lors d’irradiations en réacteur de recherche

SESC-31 Simulation d’un dispositif d’essai mécanique à hautes températures sur combustible irradié 9 SOMMAIRE

STCP-1 Mise en œuvre et tests d’une mesure de température par fibre optique

STCP-2 Étude expérimentale sur le comportement sismique d'une ligne de trois assemblages combustibles

STCP-3 Validation expérimentale d'un modèle éléments finis de capteur ultrasonore haute température

STCP-4 Simulation d’un modèle vibratoire d’un tuyau métallique chargé de fluide et couplé à des brides

STCP-5 Mise en place d'une tomographie d'impédance électrique pour détecter des bulles dans le sodium liquide

STCP-6 Essais en eau d'imagerie acoustique à partir de bruit ambiant

STCP-7 Etude thermique de nouveaux modèles du capteur Coef h couches minces

STCP-8 Mesure de débit par intercorrélation de signaux thermiques, modélisation, expérimentation, traitement du signal

STCP-9 Mesure de débit par débitmètre à distorsion de flux, électronique embarquée d’acquisition et traitement du signal

SMTA-1 Typologie de milieux favorables au Lézard ocellé (Timon lepidus) et évaluation des continuités écologiques sur le centre de Cadarache

SMTA-2 Modélisation des transferts de substances dans l'environnement

SMTA-3 Analyse corrélatoire et spectrale en vue de la réalisation d’un modèle pluie/niveau par réseau de neurones artificiels

SMTA-4 Etude des conditions météorologiques à prendre en compte pour les calcul en situation accidentelle sur le site du CEA Marcoule

SMTA-5 Faisabilité de l’utilisation du radon dissous comme traceur de l’origine des eaux souterraines et des eaux de surface sur et à proximité du site de Cadarache.

SMTA-6 Etude de l’évaporation du sodium liquide dans l’argon en convection forcée - Application aux expériences NALA

SMTA-7 Interpolation de base de données thermodynamiques tabulées – Application aux accidents graves des réacteurs nucléaires

SMTA-8 Simulation numérique du transfert de chaleur dans un solide poreux – Application aux accidents graves des réacteurs nucléaires

SMTA-9 Études paramétriques et statistiques sur un ensemble de paramètres physiques – Application aux accidents graves dans les réacteurs à eau légère

SMTA-10 Etude de la corrosion d’une céramique oxyde par le sodium

SMTA-11 Etude et développement d'un procédé de tritiation de métaux

10 SPESI

SPRC DER

SESI 11

LP2E

SPESI LEXIC

SPRC LDCI DER

SESI

13

Développement d’un outil de calculs prédictifs de sûreté pour les essais sur le réacteur CABRI

• Le réacteur expérimental CABRI est destiné aux études de sûreté en soutien au parc électronucléaire. Ce réacteur est installé sur le Centre d’Etudes de Cadarache du CEA. Le programme d’essais « CABRI International Program » (CIP) a pour objectif d’étudier le comportement de crayons combustibles de type REP (Réacteur à Eau sous Pression), à haut taux de combustion, équipés de gainage dits « avancés », lorsqu’ils sont soumis à un accident d’insertion de réactivité (correspondant à l’éjection d’une barre de contrôle).

• Dans le cadre de ce programme, le LP2E est en charge de la Préparation, de la Réalisation et de l’Analyse des Essais. L'injection de réactivité est obtenue pas dépressurisation rapide d'un gaz neutrophage (hélium 3) situé dans les barres transitoires du cœur CABRI. Un transitoire de puissance très intense (~20GW max) et très rapide (largeur à mi-hauteur de quelques dizaines de ms) résulte de cette injection de réactivité. La maitrise fine de ce transitoire de puissance et de son intégrale (correspondant à l'énergie totale déposée dans le crayon d'essai) est un objectif majeur concernant la sûreté et l’interprétation scientifique de l'expérience. Pour y parvenir, des outils de calculs prédictifs sont développés et validés par confrontation aux données expérimentales.

• L’OCS (Outil de Calcul Scientifique) CATHARE2 est un code de thermohydraulique à l’échelle système complété par un module de cinétique ponctuelle et un module de thermomécanique permettant ainsi de simuler les transitoires accidentels des réacteurs nucléaires. Une version spécifique « PALANTIR » a été développée par le CEA afin de mieux modéliser les transitoires RIA (Reactivity Initiated Accident), et plus spécifiquement, les transitoires CABRI. Cette modélisation inclut à la fois le cœur de CABRI et le système d’injection de réactivité par dépressurisation de l’3He. L’objet de ce stage est de valider cet OCS pour les calculs prédictifs de sûreté des transitoires de puissance CABRI.

Au cours du stage, le candidat devra :

1. Identifier les caractéristiques du transitoire importantes pour la sûreté. 2. Propager les incertitudes de modélisation sur les transitoires de puissance CABRI. 3. Analyser la sensibilité des caractéristiques de sûreté aux paramètres incertains. 4. Etablir des jeux de données spécifiques pour les calculs de sûreté incluant les conservatismes issus de l’étude de sensibilité. 5. Développer un utilitaire ou une IHM spécifique

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches- du-Rhône 01 Durée du stage : 6 mois - Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI

Méthode/logiciel : CATHARE, URANIE, Linux/Windows Contact : Olivier CLAMENS ([email protected]) Christine COQUELET-PASCAL Mots-clés : Thermohydraulique, modélisation, sûreté ([email protected])

15 SPESI Optimisation neutronique et thermo- hydraulique d’un dispositif d’essai du réacteur CABRI

Le réacteur expérimental CABRI est destiné aux études de sûreté en soutien au parc électronucléaire.

Ce réacteur est installé sur le Centre d’Etudes de Cadarache du CEA. Le programme d’essais « CABRI International Program » (CIP), actuellement en cours de réalisation sur CABRI, a pour objectif d’étudier le comportement de crayons combustibles de type REP (Réacteur à Eau sous Pression), à haut taux de combustion, équipés de gainage dits « avancés », lorsqu’ils sont soumis à un accident d’insertion de réactivité (correspondant à l’éjection d’une barre de contrôle). Mais la cellule centrale à eau pressurisée dans laquelle le dispositif d’essai est introduit est également prévue pour des essais de type APRP (Accident de Perte de Refroidissement Primaire).

Des études exploratoires sont menées conjointement entre le CEA et l’IRSN, pour évaluer la faisabilité et l’apport d’un nouveau programme de type APRP dans CABRI. Un dispositif d’essai doit à la fois permettre de satisfaire les objectifs expérimentaux, de respecter les contraintes de sûreté et de collecter des mesures pour l’interprétation de l’expérience. La modélisation en support à la conception de l’expérience doit ainsi prendre en compte le couplage entre les différentes disciplines impliquées (neutronique, thermohydraulique, mécanique, sûreté nucléaire, instrumentation).

L’objet du travail est d’optimiser la conception d’un dispositif d’essai dédié à la réalisation d’essai de type APRP dans CABRI. Dans cette optique, le candidat devra concevoir la partie en cœur d’un dispositif d’essai sûr et permettant d’atteindre les conditions physiques requises dans le canal d’essai (conditions de températures essentiellement). Pour les calculs d’échauffements nucléaires, le candidat s’appuiera sur le code de transport neutronique stochastique du CEA TRIPOLI4. Concernant la thermohydraulique, le candidat utilisera le code de thermohydraulique système CATHARE2. La plateforme d’incertitudes URANIE pourra être également utilisée pour des études de sensibilité et d’optimisation.

Possibilité de poursuite en thèse

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Rhône

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI 02 -

Méthode/logiciel : TRIPOLI4, CATHARE2, URANIE, Linux Contact :Olivier CLAMENS ([email protected]) Christine COQUELET-PASCAL Mots-clés : Sûreté, thermohydraulique, optimisation ([email protected])

16 SPESI Calculs d’activité d’un dosimètre cobalt dans le RJH

L’objectif de ce stage est de s’immerger dans un laboratoire/groupe pendant quatre semaines consécutives afin de découvrir la réalité et le fonctionnement de la recherche.

Il s’agira pour l’étudiant, soit de participer activement à un travail en cours, soit de réaliser un travail personnel de type bibliographique, expérimental ou théorique en relation avec les activités de l’équipe d’accueil. Compte-tenu de la durée du stage, ce ne sont pas forcément les résultats scientifiques qui sont attendus, mais un comportement actif et autonome.

Dans ce cadre et étant donnée la durée du stage, une étude typique en dosimétrie sera réalisée pour l’étude des mesures de flux de neutrons thermiques en cœur et réflecteur du Réacteur Jules Horowitz (en cours de construction au CE Cadarache).

Il s’agira de prendre en main le code DARWIN et de comprendre l’ensemble de la chaîne de mesure, du dimensionnement en passant par le temps d’irradiation adapté, ainsi que la mesure d’activité sur la plateforme MADERE.

Enfin, l’étudiant sera sensibilisé sur l’ensemble des activités de recherche au laboratoire afin d’avoir une vue d’ensemble de l’instrumentation en réacteur de recherche.

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches- du-Rhône

03 Durée du stage : 4 semaines Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI -

Méthode/logiciel : DARWIN Contacts : Damien FOURMENTEL ([email protected] ) Mots-clés : Instrumentation, réacteur de recherche Nicolas THIOLLAY ([email protected])

17 SPESI Modélisations Monte Carlo des détecteurs de X et gamma de la plate-forme MADERE

MADERE (Mesures Appliquées à la Dosimètrie En REacteur) est une plate-forme de spectrométrie X et gamma dont l’objectif principal est de déterminer l’activité spécifique de dosimètres solides irradiés en réacteurs nucléaires. L’activité des dosimètres permet de remonter au flux neutronique en réacteur, qui est, notamment, nécessaire pour étudier l’endommagement des cuves des réacteurs EDF.

La réalisation de mesures de qualité métrologique accréditées « COFRAC Essais » implique, d’une part, de déterminer et de corriger l’ensemble des phénomènes physiques perturbant la mesure et, d’autre part, de procéder à des étalonnages précis de ces systèmes de mesures. Ce dernier point conduit à des campagnes d’étalonnage de 6 à 8 mois tous les 5 ans impliquant une indisponibilité de la plate-forme pendant cette période. Ces deux éléments conduisent à développer la modélisation de l’ensemble de la chaîne de mesure depuis le dosimètre jusqu’au détecteur afin, d’une part, réduire le temps nécessaire à l’étalonnage et, d’autre part, de confronter les facteurs correctifs utilisés en routine par la plate-forme à ceux obtenus par la modélisation.

La stratégie choisie pour la modélisation est d’utiliser le code Monte-Carlo, TRIPOLI-4®, développé par le CEA. La validation de la simulation passe par la comparaison aux données expérimentales disponibles à la plate- forme MADERE mais également par la confrontation des résultats TRIPOLI-4® aux codes de références dans le domaine que sont MCNP et GEANT4.

Le candidat réalisera donc dans un premier temps la modélisation MCNP des systèmes de mesure X et gamma du dosimètre au détecteur. Il confrontera ensuite ces résultats aux modélisations TRIPOLI-4® et GEANT4 déjà disponibles.

Un article pourra à terme être rédigé et soumis en revue à comité de lecture.

Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Rhône Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI

Durée du stage : 6 mois 04 - Contact :Alexandre SUBERCAZE Méthode/logiciel : MNCP, TRIPOLI-4®, GEANT4, Linux ([email protected]) Christophe DOMERGUE([email protected]) Mots-clés : modélisation, dosimétrie Clément FAUSSER([email protected])

18 SPESI Étude de configurations expérimentales du réacteur de recherche VENUS pour l'amélioration des données nucléaires

Les données nucléaires constituent actuellement la source d’incertitude la plus importante pour la caractérisation des grandeurs d'intérêt des réacteurs nucléaires, telles que les tailles critiques, les effets en réactivité ou les distributions de puissance.

Plusieurs groupes de travail internationaux, notamment dans le cadre de l’agence pour l’énergie nucléaire de l’OCDE, ont récemment évalué les domaines en énergie pour lesquels des améliorations importantes des données nucléaires et des incertitudes associées étaient nécessaires.

Il a ainsi été montré que le domaine épithermique, entre 1 eV et environ 100 keV, présente un déficit important d'expériences intégrales disponibles dans les bases de données internationales. De nouvelles données expérimentales pourraient permettre de réduire les incertitudes sur les sections efficaces de réaction dans cette gamme d'énergie.

Dans le cadre d'un projet de collaboration entre le CEA et le SCK-CEN belge, une analyse d’opportunité de configurations expérimentales d’intérêt pour l’amélioration des données nucléaires est à mener sur le réacteur de recherche VENUS. Ces configurations seraient basées sur un cœur critique de référence rapide constitué d'assemblages chargés en réglettes en uranium enrichi et en réglettes de plomb.

En 2020, un premier travail de stage effectué au Service de Physique Expérimentale, d'essais de Sûreté et d'Instrumentation (SPESI) du CEA Cadarache a permis d’identifier un certain nombre de configurations d’intérêt. Des simulations ont été réalisées à l’aide du code de transport Monte Carlo Serpent 2.1.31, consistant à observer l’évolution du spectre neutronique lorsque l’on substitue aux matériaux de structure de la configuration de référence, tel le Al2O3 et le bismuth, d’autres matériaux d’intérêt tels que le FliBe, le NaCl, le CaH2 ou le polyéthylène. Ces calculs ont essentiellement concerné une géométrie simplifiée du cœur, constituée par quatre assemblages de combustible.

L'objet de ce stage est d’approfondir les résultats déjà obtenus, et de réaliser notamment des simulations en considérant une géométrie de cœur complet. Il est également envisagé de mettre en œuvre de nouveaux outils de simulation, tel le code TRIPOLI-4 développé au CEA, et de comparer les résultats obtenus avec plusieurs bibliothèques de données nucléaires évaluées.

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches- du-Rhône

05 Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI -

Méthode/logiciel : TRIPOLI4 Contacts : Pierre CASOLI ([email protected]) Christine COQUELET- Mots-clés : Données nucléaires, simulation PASCAL([email protected])

19 SPESI Etat de l’art de la mesure « neutrons rapides » par collectrons. Application de MATISSE aux cas identifiés

Les Collectrons (ou Self-Powered Neutron Detectors - SPND) sont des détecteurs largement utilisés dans le domaine nucléaire industriel (instrumentation In-Core des REB et de l’EPR Flamanville) et dans les réacteurs de recherche pour suivre en temps réel l’évolution des flux neutrons ou gamma. Les collectrons sont appréciés car ils sont relativement faciles à mettre en œuvre, fiables et de conception simple. Depuis 2010, les différentes composantes du signal délivré par un collectron sous irradiation mixte neutrons/gamma, sont estimées par l’intermédiaire d’un outil numérique de simulation développé au CEA, appelé MATiSSe (Monte cArlo Tool for SPND Simulation), basé sur la modélisation Monte Carlo des interactions rayonnement/matière et le transport des charges électriques.

Depuis l’origine, les collectrons ont majoritairement été développés pour la mesure des neutrons thermiques (émetteurs rhodium, cobalt, argent…) ou les gamma (émetteurs bismuth, plomb, platine…). Cependant, les travaux récents réalisés pour le projet ASTRID et la fusion (ITER) ont démontré la possibilité d’une mesure du flux rapide par collectron, certes dans ces environnements très faiblement thermalisés. En se basant sur ces travaux et les capacités de modélisation de MATiSSe, il semble opportun d’explorer la faisabilité d’étendre le domaine d’utilisation des collectrons vers les domaines d’énergie des neutrons épithermique et rapide dans un réacteur à eau (type réacteurs RJH ou SMR).

Le candidat réalisera donc en premier lieu un état de l’art sur la mesure par collectrons des flux de neutrons épithermiques et/ou rapides, avec pour objectif une utilisation en environnement fortement constitué de neutrons thermiques et de rayonnement gamma. Ce sujet amènera aussi le candidat à identifier des configurations (matériaux et géométries) de collectrons prometteuses qui seront modélisées et testées à l’aide de MATiSSe.

Possibilité de poursuite en thèse, avec a minima une campagne expérimentale en réacteur de recherche ; dans un contexte de collaborations avec des laboratoires et organismes externes, principalement à l’international (JSI – Slovénie, SCK•CEN– Belgique, INL – USA…).

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Rhône

Durée du stage : 6 mois 06 - Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI Méthode/logiciel : MCNP, TRIPOLI4, C++, Qt Contacts : Loïc BARBOT ([email protected]) Mots-clés : Détection, modélisation Nicolas THIOLLAY ([email protected])

20 SPESI Faisabilité de l’utilisation de l’hélium-4 pour détecter des neutrons rapides lors d’un essai de sûreté nucléaire

Le Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives (CEA) prépare la réalisation du programme expérimental SAIGA, dédié à l’étude du comportement d’un assemblage combustible d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) lors d’un accident grave hypothétique provoqué par la perte du débit du circuit primaire.

SAIGA se déroulera dans un réacteur d’essai de la République du Kazakhstan à partir de 2023. Les mesures neutroniques exigées devront permettre de suivre le déplacement axial de combustible en fusion (corium). Elles représentent un double défi : discrimination des neutrons provenant du dispositif expérimental contenant l’assemblage sous test, de ceux engendrés par le cœur nourricier, tout en composant avec de fortes contraintes en termes de place et de passage de câble.

Notre laboratoire étudie une solution reposant sur la nouvelle technologie de détecteurs neutroniques gazeux à signal optique (DNO) qu’il a récemment développée dans le cadre du suivi neutronique d’un RNR-Na de quatrième génération. Ce type de détecteur exploite la fluorescence résultant de la désexcitation des atomes du gaz de remplissage. Cette dernière est engendrée par l’ionisation du gaz par les ions lourds issus de l’interaction des neutrons avec un matériau actif.

Ainsi, il devient possible de concevoir un détecteur compact et multipoint à transmission par fibres optiques, intrinsèquement insensibles aux perturbations électromagnétiques et limitant le diamètre de passage de câble. Afin d’obtenir une sélectivité de détection des neutrons rapides provenant de l’assemblage sous test, il est envisagé d’utiliser l’hélium-4 comme gaz de remplissage. En effet, cet isotope se caractérise par une section efficace de diffusion élastique présentant une résonance autour du méga- électronvolt. L’objet du stage est d’étudier la faisabilité de cette solution en s’appuyant sur un code de transport neutronique.

Possibilité de poursuite en thèse

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Rhône

07 Durée du stage : 6 mois - Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI Méthode/logiciel : MNCP ou/et TRIPOLI4 Contacts : Dr Christian JAMMES Mots-clés : Détection, neutrons rapides ([email protected])

21 SPESI Evolution architecturale d’une base de données de dosimétrie en réacteur. Définition, développement et mise en œuvre

Dans le cadre des développements réalisés au LDCI pour la dosimétrie en réacteurs, des données expérimentales et des résultats de traitements sont stockés dans des bases de données relationnelles. Ces bases de données peuvent également faire partie intégrante des méthodologies de traitement et le LDCI a acquis une certaine expertise dans le domaine. Le LDCI doit, en particulier vis-à-vis de ses clients, s’assurer de la pérennité de ses outils : c’est le maintien en conditions opérationnelles de ces bases.

L’équipe dosimétrie a identifié une base nécessitant une mise à jour des outils utilisés pour assurer sa pérennité. Cette base, à travers son IHM, assure l’interface entre les résultats issus d’outils de calculs scientifiques et des utilisateurs nécessitant une vue globale et synthétisée de ces résultats.

Le stage consistera donc à faire évoluer cette base avec des outils pérennes.

Le déroulement du stage comportera les items suivants :

1. Analyse de la base existante : origine et format des données, liens relationnels, fonctionnalités, besoins du client. Le stagiaire étudiera également la possibilité d’interfacer cette base avec les outils de calcul scientifique de la dosimétrie. Un formalisme type cahier des charges pourra être envisagé.

2. Choix des outils et développement de la nouvelle base. Une attention particulière sera portée sur la pérennité des outils, la possibilité d’avoir un outil multiplateforme (Windows/linux). L’ensemble devra s’intégrer sur la forge logicielle déjà en place au laboratoire, afin d’assurer un suivi de version.

3. Transfert de données de l’ancienne base et validation. A cette occasion le format de fichiers de sauvegarde de la base et la procédure de régénération de la base à partir de ces sauvegardes sera validé.

4. Rédaction de la documentation associée à l’outil. Le mode opératoire devra permettre une utilisation simple de l’IHM associée intégrant les deux modes de fonctionnement : a) Consultation et extraction de données pour un utilisateur non informaticien. b) Chargement par utilisateur de l’équipe dosimétrie. La description technique / manuel du développeur contiendra la structure formelle de la base et toutes les informations nécessaires à garantir la pérennité de l’outil.

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur ou Master 2 Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Rhône

Durée du stage : 6 mois 08 - Méthode/logiciel : langages SQL, C++, gestion de Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI version (git), outils bureautiques Contact : Gilles GREGOIRE ([email protected]) Mots-clés : Dosimétrie, base de données

22 SPESI SPESI LE2C

SPRC LEPh DER

SESI LPN

23

Optimisation du schéma de pilotage du cœur SMR NUWARD

Le réacteur NUWARD est un réacteur à eau pressurisée de faible puissance (Small Modular Reactor en anglais) développé au sein du consortium NUWARD regroupant EDF, TechnicAtome, Naval Group et le CEA. Ce projet est aujourd’hui en phase d’Avant-Projet-Sommaire.

Ce sujet de stage s’inscrit dans le cadre de la conception neutronique du cœur NUWARD et en particulier de la définition du schéma de pilotage du cœur. Le contrôle de la réactivité est réalisé sans bore soluble pour le cœur NUWARD, ce qui implique l’emploi massif de poisons consommables et un pilotage basé sur des grappes de contrôle fortement insérées. Ce type de fonctionnement, différent de celui rencontré sur les REPs électrogène, nécessite une refonte de la stratégie de pilotage afin d’optimiser les performances ainsi que le niveau de sûreté du cœur (longueur de cycle, facteurs de puissance, efficacité différentielle des absorbants, marges d’arrêt, etc…).

L’objectif du stage est d’améliorer les facteurs de puissance du cœur, tout en veillant à ne pas dégrader les autres caractéristiques du cœur. Pour cela, le candidat devra étudier différentes stratégies au niveau du schéma de pilotage.

Pour modéliser le cœur et son schéma de pilotage, le candidat s’appuiera sur des codes de calculs neutronique (APOLLO2/CRONOS2, APOLLO3) ainsi qu’un optimiseur multi-critères (URANIE) couplé au code de cœur CRONOS2.

Le stage se déroulera sur une période de 6 mois au Service de Physique des Réacteurs et du Cycle (SPRC) du CEA Cadarache, au sein du Laboratoire d’Etudes des Cœurs et du Cycle.

Formation souhaitée : 3ième année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 en Physique nucléaire Rhône

01 Durée du stage : 6 mois Unité concernée :IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact : Guillaume Martin(04 42 25 27 31 Langages informatiques : Shell, Gibiane [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique. Guyot Maxime (04 42 25 31 73 [email protected])

PRC 25 S Développement d’un couplage entre le code neutronique APOLLO3 et la plate-forme URANIE et application à l’optimisation du schéma de pilotage du cœur NUWARD Contexte du stage Le réacteur NUWARD est un réacteur à eau pressurisée de faible puissance (Small Modular Reactor en anglais) développé au sein du consortium NUWARD regroupant EDF, TechnicAtome, Naval Group et le CEA. Ce projet est aujourd’hui en phase d’Avant-Projet-Sommaire. Ce sujet de stage s’inscrit dans le cadre de la conception neutronique du cœur NUWARD et la mise au point d’un outil de calcul couplé APOLLO3/URANIE facilitant les études de conception et la démarche d’optimisation du cœur. Objectifs du stage Le stage vise à mettre en place un couplage entre le code déterministe APOLLO3 et la plate-forme URANIE afin de pouvoir générer des calculs d’optimisation multicritères. Pour atteindre cet objectif, le candidat pourra s’appuyer sur un couplage existant entre le code neutronique CRONOS2 et URANIE. Concrètement, le candidat se basera sur une modélisation neutronique du cœur NUWARD disponible et permettant d’évaluer les caractéristiques du cœur (durée de cycle, facteurs de puissance, marges d’arrêt, etc…). Le couplage avec URANIE doit permettre de réaliser des optimisations multicritères du plan de chargement du cœur et du schéma de pilotage. Les objectifs du stage sont : - De reproduire les fonctionnalités offertes par le couplage CRONOS2/URANIE avec l’outil APOLLO3/URANIE et de vérifier l’iso-implémentation; - D’appliquer ce nouvel outil à l’optimisation du schéma de pilotage du cœur NUWARD afin d’améliorer les performances et les critères de sûreté du cœur NUWARD. Le stage se déroulera sur une période de 6 mois au Service de Physique des Réacteurs et du Cycle (SPRC) du CEA Cadarache, au sein du Laboratoire d’Etudes des Cœurs et du Cycle.

Formation souhaitée : 3ième année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 en Physique nucléaire Rhône

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 02 Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact :Guillaume Martin (04 42 25 27 31 - Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique. [email protected]) Guyot Maxime (04 42 25 31 73 [email protected])

26 SPRC Evaluation de l’usure du gadolinium dans un cœur SMR

Contexte du stage : La conception de réacteurs à eau Au sein du CEA le code de dernière génération pressurisée (REP) de faible puissance (en anglais APOLLO3® est développé, permettant de modéliser "Small Modular Reactor", ou SMR) est aujourd'hui le cœur des réacteurs en utilisant au mieux la étudiée par différents organismes de recherche à puissance de calcul à disposition aujourd’hui, travers le monde. Réduire la puissance et donc la taille du réacteur présente des avantages en termes Avec un certain degré de finesse, flexibilité et de sûreté et d'économie. En outre, les REPs de robustesse. Il s’agit d’un code en développement petites tailles se prêtent davantage à un utilisé surtout pour la recherche dans le domaine de fonctionnement du cœur sans bore soluble en la Physique des Réacteurs. comparaison des REPs commerciaux en exploitation aujourd'hui. La suppression du bore soluble présente Objectifs du stage : L’objectif de ce stage est un intérêt économique (suppression du système de d’évaluer l’usure du gadolinium pour un assemblage borication et réduction des effluents). conçu pour l’utilisation dans un SMR. L’environnement d’un assemblage gadolinié dans un Pour pallier l'absence du bore soluble, le pilotage du cœur SMR est diffèrent par rapport à celui défini réacteur nécessite l'insertion prolongée des grappes pour le calcul réseau (hypothèse de réseau infini). Le de contrôle dans le cœur ainsi que l'augmentation cœur SMR étant très empoisonné et grappé, il est de la présence de poisons consommables. Le poison nécessaire de bien évaluer l’usure du gadolinium et le plus utilisé dans ce cadre est le gadolinium, qui se l’impact de la modélisation sur le calcul de cœur. consomme au cours du cycle. L’étude de son usure dans des conditions physiques proches des Des études déterministes et Monte Carlo seront conditions de fonctionnement est important pour les réalisées afin d’étudier et d’évaluer l’impact de la simulations cœur réalisées avec les codes de modélisation et de proposer d’éventuelles pistes neutronique. d’amélioration. Les codes APOLLO3® et TRIPOLI-4®, développés au CEA, seront utilisés pendant le stage. Dans cette phase d’étude, il est nécessaire d’apporter des réponses pertinentes et précises aux Déroulement du stage problématiques de conception avec des simulations réalisées par des codes de calcul adaptés. • Revue bibliographique • Prise en main des codes APOLLO3® et TRIPOLI4® • Choix d’un modèle réseau/cœur représentatif pour les études • Modélisation déterministe et Monte Carlo • Validation et analyse physique • Proposition de solutions/améliorations du modèle • Rédaction d’un rapport de stage et possible contribution à papier scientifique

Formation souhaitée : 3ième année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 en Physique nucléaire Rhône

03 Unité concernée :IRESNE/DER/SPRC

- Durée du stage : 6 mois Contact : Guillaume MARTIN (04 42 25 27 31 Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux [email protected]) Langages informatiques : Python PASTORIS Stefano (04 42 25 44 17 Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique. [email protected])

PRC 27 S Modélisation de l’historique d’usure neutronique des grappes de contrôle en réacteur SMR REP sans bore soluble

La conception de réacteurs à eau pressurisée (REP) de faible puissance (en anglais « Small Modular Reactor », ou SMR) est aujourd’hui étudiée par différents organismes de recherche à travers le monde. Réduire la puissance, et donc la taille du réacteur, présente des avantages en terme de sûreté et d’économie. En outre, les REPs de petite taille se prêtent davantage à un fonctionnement du cœur sans bore soluble en comparaison des REPs commerciaux en exploitation aujourd’hui. La suppression du bore soluble présente un intérêt économique car elle permet la suppression des systèmes de borication et de dilution du réacteur. Pour pallier l’absence de bore soluble, le pilotage du réacteur nécessite l’insertion prolongée des grappes de contrôle dans le cœur ainsi que l’augmentation de la présence de poisons consommables.

La modélisation neutronique d’un cœur de REP s’appuie sur un schéma de calcul en deux étapes. Un modèle détaillé d’assemblage en 2D permet d’abord de générer des librairies de sections efficaces homogénéisées et condensées pour effectuer, ensuite, un calcul de cœur complet en 3D, avec des maillages spatial et énergétique moins raffinés. Cependant, le schéma de calcul actuel ne modélise pas les effets d’historique dus aux mouvements de ces grappes. La méthode standard de génération des librairies de sections efficaces suppose l’absence d’absorbants neutroniques, ce qui ne reflète pas la réalité de la situation cœur. Il existe néanmoins des méthodologies de modélisation des effets d’historique mais celles-ci présupposent généralement l’absence d’usure des absorbants neutroniques présents dans les grappes de contrôle.

L’objectif de ce stage est d’évaluer l’impact de la prise en compte de l’usure des grappes de contrôle dans une méthodologie de modélisation des effets d’historique d’un cœur de SMR sans bore soluble. Pour cela, l’étudiant utilisera la plateforme déterministe multi-filières APOLLO3 pour effectuer des calculs d’assemblage en réseau 2D infini et des calculs 3D de cluster d’assemblages ou de cœur complet.

L’étudiant commencera par implémenter la prise en compte de l’épuisement des absorbants neutroniques dans le jeu de données de la partie réseau pour mettre en place des calculs d’évolution en transport pour un assemblage seul afin de déterminer l’impact de la prise en compte de l’épuisement des barres de contrôle lors d’un calcul réseau avec effet d’historique. Cette étape sera éventuellement accompagnée d’une étude de sensibilité au type de grappe utilisé (AIC, B4C, Pyrex) et d’une étude du découplage entre les effets de capture et de modification locale de la modération. Ensuite, il s’agira de modéliser l’épuisement des grappes de contrôle lors d’un calcul en théorie de la diffusion sur un assemblage, un cluster ou un cœur. Cette méthodologie intégrera une première modélisation des effets d’historique d’insertion de grappes. Cela permettra d’évaluer les biais liés à l’absence de prise en compte de l’usure des grappes de contrôle lors de la modélisation des effets d’historique sur un cœur de SMR sans bore soluble.

Formation souhaitée : 3ième année d’Ecole d’ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône 04

Durée du stage : 6 mois Unité concernée :IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact :MARTIN Guillaume (04 42 25 27 31 Langages informatiques : Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique GUYOT Maxime (04 42 25 31 73 [email protected] )

28 SPRC Développement d’un module de post- traitement économique de simulations de scénarios électronucléaires

Contexte du stage : L’évolution des mix énergétique et électrique induite par la transition énergétique conduit à un besoin en études prospectives telles que les scénarios énergétiques et notamment électronucléaires. Les scénarios électronucléaires permettent de quantifier l’impact d’un changement de stratégie sur un cycle du combustible nucléaire. Ces études sont réalisées à partir d’outils de simulation dynamique du cycle, tels que le code COSI développé au CEA, modélisant l’évolution des inventaires et flux de matières nucléaires dans tous les réacteurs et usines du cycle. A partir des résultats de ces simulations, des indicateurs de performances des parcs sont évalués. Ces critères peuvent être des sorties directes de la simulation, tels que les bilans-matières permettant de quantifier la consommation en ressources ou encore la production de déchets ultimes, ou bien issus d’un post-traitement des résultats, tels que des indicateurs environnementaux (emprise des déchets, production de CO2…) ou technico-économiques (coût du kWh…). Les scénarios électronucléaires mobilisent en conséquence de nombreux domaines scientifiques (physique nucléaire, mathématiques appliquées, économie, sociologie…) et sont donc interdisciplinaires. C’est dans le but de rassembler des chercheurs de ces différentes thématiques et de différents organismes (CNRS, CEA, Université) qu’a été créé le projet CINEASTE (Contributions Interdisciplinaires sur le Nucléaire et l’Énergie : Analyse de Scénarios pour la Transition Énergétique) dans le cadre du programme de recherche NEEDS.

Objectifs du stage : Le stage proposé s’inscrit dans le cadre du projet CINEASTE sur la thématique d’intégration de l’estimation des coûts dans un code de scénario électronucléaire tel que COSI. Actuellement, le code COSI contient un module de post-traitement économique peu utilisé et daté. L’objectif de ce stage sera donc de développer une nouvelle version du module de post-traitement économique du code de scénario COSI.

Déroulement du stage: Le stage se déroulera sur le site du CEA de Cadarache. Un point hebdomadaire en visioconférence sera effectué avec l’étudiant et l’ensemble de l’encadrement (CEA et IMT Atlantique). La première étape de ce stage consistera en l’appropriation par l’étudiant des éléments théoriques et de la méthodologie mise en place dans le module existant, afin de dégager et de formaliser des axes d’amélioration de celui-ci. Ensuite, la rédaction d’un cahier des charges répertoriant les fonctionnalités de la nouvelle version du module permettra d’enclencher la phase de développement et de test. Le module de post-traitement économique pourra ensuite être éprouvé sur le cas du parc français actuel de mono-recyclage du plutonium en combustible MOX et comparé à des données de coût issues de la littérature. Une étude de sensibilité aux données et paramètres économiques (coûts individuels, taux d’actualisation…) sera également réalisée. Une base de données synthétisant la décomposition des différents postes de coût sera également constituée et enrichie tout au long du stage à partir de la littérature. Le travail réalisé pendant ce stage pourra faire l’objet d’une publication.

Formation souhaitée :Master 2 en Physique nucléaire, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- ième 3 année d’Ecole d’ingénieur Rhône

05 Durée du stage : 6mois

- Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux, Code de scénarios COSI, C++ et/ou Python Contact :MARTIN Guillaume (04 42 25 27 31 Mots-clés :Physique des réacteurs et du cycle du [email protected]) Fanny COURTIN (04 42 25 49 combustible nucléaire. 24 [email protected] )

PRC 29 S Interprétation de l’expérience d’activation du sodium secondaire de SUPERPHENIX

Contexte du stage : Le calcul de l’activation, de l’échauffement de matériaux éloignés du cœur implique très souvent d’utiliser des méthodes Monte-Carlo avec des temps de calculs élevés et des incertitudes importantes. L’utilisation de méthodes de biaisage avancées est aussi nécessaire afin d’obtenir des statistiques élevées. Les études de sensibilité sont par contre rarement possible du fait des limites de convergence actuelles. Les résultats d’une thèse terminées en 2020 permettent de proposer des schémas de calcul hybrides (déterministes – stochastiques) adaptés à la propagation des neutrons sur des distances importantes.

Objectifs du stage : L’objectif du stage est d’appliquer cette nouvelle méthodologie au réacteur de puissance Superphénix et de comparer les résultats aux mesures réalisées avant son arrêt définitif sur l’activation du sodium secondaire. Une étude de sensibilités à différents paramètres (bibliothèque de données nucléaire, état du cœur, température sodium, modélisation retenue…) devra être menée. Une étude spécifique de propagation d’incertitudes pourra également être réalisée en fonction de l’avancement des travaux.

Ces résultats seront également comparés aux interprétations déjà réalisées avec des méthodes purement stochastiques.

Déroulement du stage :

• Revue bibliographique sur l’essai d’activation du sodium secondaire ainsi que sur les schémas de calcul en propagation • Modélisation de SUPERPHENIX via l’interface INCA • Application du schéma de calcul à l’évaluation de l’activation du sodium secondaire (utilisation des OCS TRIPOLI4®, ERANOS et APOLLO3®) • Etude de sensibilités à différents paramètres d’intérêt. Propositions d’amélioration du modèle • Propagation d’incertitudes (si possible) • Rédaction du rapport et possible contribution à un papier scientifique

Formation souhaitée : 2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique Rhône

nucléaire Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 06 Durée du stage : 6 mois Contact :MARTIN Guillaume (04 42 25 27 31 - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux [email protected]) Langages informatiques : Connaissance en C++ et en SCIORA Pierre, VENARD Christophe Python (04 42 25 77 27 [email protected])

30 Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique SPRC Interprétation d’expériences Phénix avec APOLLO3® : substitution d’assemblages

Contexte du stage : Depuis quelques années, le Objectifs du stage : L’objectif du stage sera tout développement d’un nouvel outil de calcul pour d’abord de réaliser un modèle du cœur de Phénix les réacteurs rapides a débuté au CEA : avec l’outil INCA, interface à l’OCS (Outil de Calcul APOLLO3®. Celui-ci permet de réaliser des Scientifique) APOLLO3®. Ce modèle de cœur sera modélisations plus fines de certaines parties du alors alimenté par les compositions des réacteur grâce à des homogénéisations partielles assemblages en cœur au moment de ces essais. lors de la condensation des sections efficaces ou Leurs géométries ainsi que leurs compositions, grâce à des calculs cœur sur des géométries semi- parfois spécifiques, pourront nécessiter la mise en homogènes. œuvre de nouveaux schémas de calcul développés lors de thèses récentes. En fonction Phénix, réacteur de puissance ayant fonctionné 40 des besoins, leur implémentation dans l’interface ans en France, a permis de réaliser jusqu’en 2010 INCA devra aussi être réalisée. de très nombreuses expériences. Cependant, la plupart de celles-ci ont été interprétées avec les Les interprétations seront comparées aux codes et les bibliothèques de données nucléaires résultats expérimentaux ainsi qu’aux résultats de alors disponibles. Certaines méritent aujourd’hui calculs réalisés avec de précédents schémas et d’être réinterprétées. Les essais de substitution outils. Elles nécessiteront notamment une d’assemblages au centre du cœur (des décomposition des effets en réactivité dus aux assemblages fissiles, fertiles avec différents burn- noyaux lourds, aux produits de fissions, au sodium up ainsi que des assemblages sans matière et à l’acier respectivement. La sensibilité de ces combustible), réalisés lors des essais de fin de vie effets aux données nucléaires sera examinée du réacteur (2009), seront la première cible de ce selon le temps restant disponible. travail de ré-analyse. Déroulement du stage :

• Revue bibliographique sur les expériences ainsi que sur les schémas de calcul

• Prise en main de l’interface INCA

• Développement du modèle Phénix

• Vérification du calcul de réactivité initiale sur le plan de chargement concerné

• Interprétation des différents essais de substitution d’assemblages. Proposition d’amélioration des schémas de calcul existants en fonction des essais

• Etudes de sensibilités (si possible)

• Rédaction du rapport et possible contribution à un papier scientifique

Formation souhaitée : 2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

07 Durée du stage : 6mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux Contact : MARTIN Guillaume Langages informatiques : Connaissance en C++ et en (04 42 25 27 31 [email protected]) Python SCIORA Pierre, MELLIER Frédéric Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique (04 42 25 77 27 [email protected])

PRC 31 S Influence des neutrons retardés dans l’expérience de mesure de la puissance résiduelle aux temps très courts dans RJH (PRESTO) La puissance résiduelle est la puissance thermique En particulier, il faut noter l’absence de qualification dégagée après arrêt du réacteur, générée par les du formulaire DARWIN pour le calcul de la puissance décroissances radioactives des isotopes instables du résiduelle aux temps très courts (de 1 à 40 minutes), combustible et par les fissions retardées causées par alors même que la connaissance de la puissance les neutrons retardés émis par les produits de fission. résiduelle et de son incertitude est d’une importance Le calcul maîtrisé de la puissance résiduelle sur une majeure à ces temps de refroidissement pour large plage temporelle, avec une estimation l’évaluation de sûreté sous les aspects thermique et rigoureuse des biais et incertitudes associés, est un radioprotection. Des travaux de thèse ont montré la enjeu majeur pour la sûreté et l’exploitation des faisabilité d’une telle mesure à partir d’une minute réacteurs à eau légère actuels et les réacteurs de dans le réacteur de recherche Jules Horowitz (RJH) Génération III. La puissance résiduelle est une actuellement en construction au CEA-Cadarache. Cette grandeur intégrale qui s’appuie sur le calcul précis de expérience est dénommée PRESTO (PoweR Estimation l’inventaire isotopique dans le cœur du réacteur ou for Short Time Optimization). « bilan matière ». Elle est évaluée au CEA par le L’objectif du stage est d’étudier l’influence de la formulaire DARWIN2.3. composante neutrons retardés de la puissance En dépit de l’existence de « standards », le processus résiduelle sur l’expérience PRESTO à partir de 60 de validation expérimentale du calcul de la puissance secondes, aussi bien pour la composante provenant résiduelle est rendu complexe par le fait que cette du cœur du RJH que de la composante provenant du grandeur dépend d’un grand nombre de paramètres combustible nucléaire irradié qui constitue nucléaires et neutroniques, dont les contributions l’échantillon à mesurer. relatives sont fonction du temps de refroidissement Déroulement du stage : considéré. • Revue bibliographique sur les expériences ainsi que Actuellement, le domaine de validation expérimentale sur les schémas de calcul. du formulaire DARWIN2.3 pour la puissance résiduelle • Prise en main de la modélisation de la cinétique est restreint. d’un réacteur point. • Détermination de la dynamique des neutrons retardés en fonction du scenario d’arrêt du RJH et de la puissance résiduelle induite par ces neutrons retardés. • Etude de l’influence de cette composante neutrons retardés sur le déroulement de l’expérience PRESTO. • Rédaction du rapport et possible contribution à un papier scientifique

Formation souhaitée : Ingénieur, master de recherche en Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

physique Rhône 08

Durée du stage : 6 mois - Unité concernée : IRESNE/DER/SPESI Méthode/logiciel : formulaire DARWIN, Unix/Linux Connaissance en Python, langage Scilab, langage Matlab Contact : Guillaume MARTIN (04 42 25 27 31 [email protected]) Mots-clés : Puissance résiduelle, neutrons retardés, RJH

32 SPRC Etudes d’absorbants alternatifs pour un Small Modular Reactor sans bore soluble

Contexte du stage : Le CEA est impliqué dans les (crayons borés, film micrométrique en ZrB2 sur la études de conception du cœur d’un Small gaine, …) et les grappes de commande (grappes Modular Reactor (SMR) sans bore soluble dans le pyrex, en Hafnium, …). Le stagiaire devra ainsi cadre du projet NUWARD. L’absence de bore comparer ces divers absorbants et évaluer leur soluble permettant de compenser l’excès de impact sur les performances de l’assemblage réactivité initiale implique un recours accru aux (perte de réactivité, facteur de puissance, usure grappes de commande pour piloter le cœur en des poisons) et du cœur (longueur de cycle, situation normale et lors des transitoires de facteur de puissance), à la fois en situation fonctionnement. La nature et la composition de normale et lors de transitoires de ces grappes de commande a donc une influence fonctionnement. A partir des tendances du premier ordre sur la forme de la nappe de observées, le stagiaire devra finalement proposer puissance tout au long d’un cycle de des designs d’assemblages munis d’absorbants fonctionnement. alternatifs.

Des calculs préliminaires effectués au SPRC Déroulement du stage montrent que le recours à des absorbants alternatifs dans les grappes de commande peut conduire à une réduction des facteurs de forme, • Revue bibliographique sur les travaux CEA et constituant ainsi une marge de sûreté internationaux concernant les absorbants supplémentaire pour le cœur. alternatifs (crayons borés, film ZrB2 grappes Hafnium, pyrex, …) Objectifs du stage: L’objectif du stage est de préciser ces tendances en étudiant des absorbants • Prise en main d’APOLLO3 : mise en place des alternatifs pour un SMR sans bore soluble. Les modèles de calcul réseau pour ces absorbants absorbants à étudier peuvent être classés en deux alternatifs catégories : les poisons consommables en remplacement de certains crayons combustibles • Mise en évidence des tendances côté réseau (perte de réactivité, facteur de puissance, usure des absorbants)

• Calculs de cœurs avec absorbants alternatifs : impact sur longueur de cycle, facteur de puissance en situation normale et en transitoire de capacité de puissance

• Rédaction d’un rapport de stage

Formation souhaitée : 3ième année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches- Master 2 en Physique nucléaire du-Rhône

09 Durée du stage : 6mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux Contact : Guillaume MARTIN (04 42 25 27 31 Langages informatiques : Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique FAURE Bastien (04 42 25 49 63 [email protected])

PRC 33 S Sélection de voies de pilotage optimales pour un réacteur à sels fondus

Contexte du stage : Les réacteurs à sels fondus sont des réacteurs nucléaires innovants dans lesquels le combustible prend la forme d’un sel liquide circulant librement entre la zone critique et les échangeurs de chaleur intermédiaires. Le pilotage de tels réacteurs diffère fondamentalement de celui des réacteurs traditionnels à combustible solide. En effet, ces réacteurs sont capables d’accepter un large éventail de matière fissile pour maintenir la réaction en chaine de fission. De surcroit, ces ajouts peuvent être effectués de façon quasi-continue. En revanche, ces réacteurs font apparaître la nécessité d’un traitement régulier du sel pour maintenir sa qualité chimique.

L’outil MOSARELA (MOlten SAlt REactor Life-cycle Assessment) actuellement développé au CEA pour les études sur les réacteurs à sels fondus permet de définir une stratégie de pilotage (ajout de matière fissile, traitement du sel) permettant de respecter au mieux les contraintes de fonctionnement. Pour ce faire, une fonction de coût portant sur ces contraintes de fonctionnement est minimisée, avec recours éventuel à une méthode de régularisation. Dans sa formulation actuelle, ce problème de minimisation souffre de deux inconvénients. Premièrement, il peut admettre un ensemble de solutions s’il n’est pas suffisamment contraint. Deuxièmement, il se peut que le minimum trouvé sorte du domaine de pilotage du réacteur.

Objectifs du stage : L’objectif du stage est de pallier à ces manques en mettant en place une méthodologie de sélection des voies de pilotage optimales. Cette méthodologie devra permettre de hiérarchiser les leviers d’actions selon leur importance dans le problème de minimisation et, si possible, de proposer de nouveaux leviers d’actions pertinents. Pour ce faire, le stagiaire devra, lister et implémenter dans l’outil dédié différentes stratégies de pilotage réalistes. Il devra également analyser le problème d’optimisation en lui-même de façon à proposer et implémenter la sélection des voies de pilotage optimales.

Déroulement du stage : • Revue bibliographique sur les stratégies de pilotage à long terme (hors transitoires) • Prise en main de l’outil MOSARELA • Implémentation des stratégies de pilotage dans MOSARELA + analyse physique • Analyse du problème d’optimisation, propositions d’algorithmes de sélection des voies de pilotage et implémentation dans MOSARELA • Rédaction d’un rapport de stage et possible contribution à papier scientifique

ième Formation souhaitée : 3 année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 en Physique nucléaire ou en Rhône

Mathématiques appliquées Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 10 Durée du stage : 6 mois Contact : Guillaume MARTIN (04 42 25 27 31 - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux [email protected]) Langages informatiques : Python FAURE Bastien (04 42 25 49 63 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, mathématiques

34 appliquées SPRC Développement et Validation du code de calcul de sources de neutrons iSourceC

La fonction de base du code iSourceC, développé au SPRC/LEPh, est le calcul des sources intrinsèques de neutrons d’un matériau combustible homogénéisé suite aux réactions (α,n) à partir des α émis spontanément par les noyaux lourds et/ou suite aux fissions spontanées. Récemment étendu aux réactions photonucléaires (γ,n) à partir des γ de dé-excitation des matériaux après irradiation ou de sources industrielles gamma, un travail de validation du spectre neutrons résultant est nécessaire. Par ailleurs, un développement plus général du code construit à partir de briques élémentaires, permettrait d’accroitre ses potentialités. Dans ce cadre, le traitement d’une successions de réactions (γ,n)(n,α)(α,n) par exemple serait ainsi envisageable. L’étudiant pourra parfaire ses connaissances d’interaction-matière au travers de ce travail, et complexifier le code pour en faire un outil validé pour une plus large plage de réaction, de projectiles (protons par exemple) et de noyaux cibles. En perspective, le caractère hétérogène du matériau pourrait également être pris en compte. Un couplage avec le code CEA de physique des réactions nucléaires CONRAD est aussi un souhait à terme. Ce stage laisse une large part d’initiative/créativité et permet de développer ses capacités d’intégration de méthodes mathématiques standard dans un code programmé en C++.

Formation souhaitée :3ième année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 en Physique nucléaire Rhône

11 Durée du stage : 6mois Unité concernée :IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux, Contact : BELLANGER-VILLARD Veronique Windows-Connaissances en C++, Fortran-Plateforme de (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) développement NETBEANS ou autre (XCODE, etc.), [email protected]) Bureautique et éventuellement latex BOULAND Olivier (04 42 25 77 61

PRC Mots-clés :interaction rayonnement matière, neutronique. [email protected])

35 S Etude de la cinétique d’un accident de remontée intempestive de barre dans un RNR

La technologie des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) figure parmi les six concepts de réacteur retenus dans le cadre du forum international Génération IV. La démarche de conception associée repose sur l'amélioration de la sûreté, de la gestion des ressources naturelles et l'optimisation des performances économiques. Ces réacteurs permettent d'optimiser d'une part, l'utilisation des combustibles MOX grâce notamment au cycle de régénération (U238, Pu239) et d'autre part, le rendement thermodynamique de l'installation grâce au fluide caloporteur, le sodium, qui supporte de hautes températures de fonctionnement.

Le contrôle de la réactivité et de la puissance du cœur dans ce type de réacteur s'effectue au moyen d'assemblages de contrôles mobiles contenant des absorbants neutroniques actifs en spectre rapide (B10). Ces barres de commande, partiellement insérées dans le cœur en régime de fonctionnement nominal, ont la fonction de sûreté de maîtriser et arrêter la réaction en chaine en cas de problème. La remontée intempestive d'une de ces barres (RIB) entraîne une insertion locale de réactivité qui augmente d'une part, la puissance locale des assemblages voisins de la barre en défaut et d'autre part, la puissance globale du réacteur. Cet incident en tant qu'initiateur potentiel d'une fusion locale du combustible nécessite la mise en place d'une méthodologie d'évaluation de sûreté adaptée faisant intervenir plusieurs disciplines physiques couplées comme la neutronique, la thermo-mécanique du combustible ainsi que la thermohydraulique. Le modèle de cinétique ponctuelle, qui fait l’hypothèse d’une nappe de flux constante au cours d’un transitoire, n’est par définition pas suffisant pour rendre compte de la déformation locale de flux en RIB. Ce modèle de cinétique point est classiquement corrigé via la prise en compte de facteurs de déformation locaux au niveau de chaque assemblage en supposant une évolution linéaire de la déformation vis-à-vis de l’insertion de réactivité. Le stage s’intéressera à l’étude de la cinétique d’une RIB via différents modèles de cinétique avancée. L’objectif est d’une part, de comparer ces différents modèles en termes de précision et de ressources de calcul nécessaires et d’autre part, de valider ou infirmer l’hypothèse de déformation linéaire de la nappe de puissance vis-à-vis de l’insertion de réactivité. Les comparaisons et analyses seront menées sur une version minimaliste d’un cœur SFR homogène afin de réduire les ressources de calculs associées aux méthodes de cinétiques les plus précises. Ce cœur a été proposé dans le cadre d’un benchmark international de l’OCDE (WPRS). Un modèle de neutronique du cœur sera mis en place au cours du stage à l’aide du code de neutronique déterministe APOLLO3. Les calculs cinétiques seront réalisés via le code APOLLO3 et éventuellement via l’API multiphysique associée (ICoCo/CORPUS). Dans un premier temps, un modèle homogène du cœur sera étudié puis si le temps le permet un modèle aiguille par aiguille pourra être testé.

Formation souhaitée :2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 12 Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact :BELLANGER-VILLARD Véronique - Connaissance en C++ et en Python (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique [email protected]) BUIRON Laurent (04 42 25 21 66 [email protected])

36 SPRC Interprétation de l’expérience REACTIVIX avec le formulaire APOLLO3-RNR

Le développement et la conception de réacteurs de quatrième génération nécessite de disposer d’outils de simulation validés sur une large gamme du domaine d’application. Outre la phase de vérification informatique des fonctionnalités de base des codes, la phase de validation se fait essentiellement via la comparaison des résultats de simulation à l’expérience. Dans le cas des réacteurs à neutrons rapides, on dispose d’un large panel d’expériences auprès des maquettes critiques pour les paramètres d’intérêt neutroniques usuels : masse critique, poids des absorbants, effet de vidange sodium, … Ces expériences font appel à des configurations de cœurs à puissance nulle, avec du combustible « frais » pour lesquelles le bilan matières est maîtrisé minimisant ainsi les éventuels biais de modélisation.

En ce qui concerne la caractérisation de la perte de réactivité, il est nécessaire de s’appuyer sur des expériences auprès de cœurs de puissance, ce qui réduit le nombre de données expérimentales. Pour la validation du binôme APOLLO3®/MENDEL, un premier exercice s’est focalisé sur l’étude de la perte de réactivité du cœur de montée en puissance du réacteur SuperPhenix. L’utilisation conjointe d’un schéma de calcul de référence du code de neutronique APOLLO3®pour les réacteurs à neutrons rapides ainsi que d’une chaîne d’évolution pour le solveur d’évolution MENDEL a permis de franchir une première étape de validation du code. Cependant, l’historique d’irradiation du cœur (alternance de phases à pleine puissance et d’arrêt) sur la période considérée ne permet pas de conclure plus en détails sur le pouvoir prédictif du schéma de calcul.

Dans le cadre de ce stage, on propose de se concentrer sur l’expérience REACTIVIX menée auprès du réacteur Phenix dans les années 1990. Cette expérience spécialement dédiée à la mesure de la perte de réactivité du cœur est particulièrement intéressante pour la validation du schéma en évolution.

Le travail de stage se focalisera sur les tâches suivantes :

-Modélisation de la configuration de cœur Phenix REACTIVIX (début de cycle) avec le schéma de calcul de référence (calcul des côtes critiques, poids des absorbants, facteurs MSM, …)

-Evolution du cœur avec APOLLO3®/MENDEL en suivant précisément le diagramme de marche du réacteur (évolution la plus réaliste possible).

-Comparaison avec les résultats expérimentaux

-Etude de sensibilité aux paramètres de l’évolution,

-Le cas échéant proposition de modification du schéma de calcul

Formation souhaitée :2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-

13 d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire du-Rhône Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC

- Durée du stage : 5 à 6 mois Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux Contact : BELLANGER-VILLARD Véronique Langages informatiques : Connaissance en C++ et en (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique BUIRON Laurent (04 42 25 21 66

PRC [email protected]) 37 S Etude du potentiel d’un cœur sous-critique pour la réalisation d’expériences de validation des OCS Le développement et la conception de réacteurs de quatrième génération nécessite de disposer d’outils de simulation validés sur une large gamme du domaine d’application. Outre la phase de vérification informatique des fonctionnalités de base des codes, la phase de validation se fait essentiellement via la comparaison des résultats de simulation à l’expérience. Dans le cas des réacteurs à neutrons rapides, on dispose d’un large panel d’expériences auprès des maquettes critiques pour les paramètres d’intérêt neutroniques usuels : masse critique, poids des absorbants, effet de vidange sodium, etc… Ces expériences font appels à des configurations de cœurs à puissance nulle, avec du combustible « frais » pour lesquelles le bilan matières est maîtrisé minimisant ainsi les éventuels biais de modélisation. Pour la validation des outils de calcul scientifiques (OCS), on peut distinguer plusieurs types d’expériences : - Les expériences « analytiques », qui permettent de valider le caractère prédictif des OCS pour un ensemble de configurations (effets en réactivité) sans lien direct avec un concept de cœur en particulier. Dans ce cas, on tend à balayer un nombre important de configurations pour couvrir une gamme large de problèmes physiques (spectre neutronique, teneur isotopique en éléments fissile, …) - Des expériences dédiées (configurations dites « mock-up ») qui ont pour but de reproduire, dans une certaine mesure, le comportement d’un cœur type liés à un concept de réacteur (caractéristiques de l’assemblage combustible, arrangements géométriques, interfaces entre milieux, ...) C’est dans ce dernier cas que se situent les expériences de validation des « formulaires » qui permettent d’extrapoler les performances des OCS pour un cœur à construire. Dans le premier cas, le but étant plus focalisé sur la compréhension des phénomènes physiques en jeu et un retour possible sur le niveau des sections efficaces en jeu (réduction des incertitudes, ré-évaluation de certains domaines en énergie, …), le recours à une maquette critique n’est plus un préalable. Cela ouvre alors la possibilité de réaliser des expériences sur des cœurs sous-critiques alimentés par des sources neutroniques. Dans le cadre de ce stage, on propose de déterminer le potentiel expérimental pour un massif sous-critique de taille réduite (typiquement un ortho-cylindre d’un mètre de hauteur) en se basant sur les éléments combustibles disponibles suite à l’arrêt du réacteur MASURCA (réglettes d’uranium enrichi et/ou d’oxyde de plutonium, plaquettes de plutonium). Le travail de stage se focalisera sur les tâches suivantes : - Détermination de la taille minimale de configurations sous- critiques (keff=0.97-0.99) avec les éléments à disposition - Etudes de propagation des neutrons dans les massifs obtenus pour déduire les taux de réaction bruts dans le cas de détecteurs à activation ou chambres à fission, ce qui permet de déduire le niveau de source nécessaire à la réalisation d’expériences de transmission (retour sur les sections efficaces) - Etudes de sensibilités pour déterminer quelles sections peuvent être étudiées dans ces cas précis - Etudes prospectives pour des mesures d’effets en réactivité (oscillation, effet de vidange, …) et de paramètres cinétiques ( eff, fonction de transfert du massif)

Formation souhaitée :2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique Rhône nucléaire Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 14

Durée du stage :5 à 6 mois Contact :BELLANGER-VILLARD Véronique - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Langages informatiques : Connaissance en C++ et en [email protected]) Python BUIRON Laurent (04 42 25 21 66 [email protected])

38 Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique SPRC Apports de la structure nucléaire microscopique sur la modélisation effective des processus nucléaires

La modélisation des processus nucléaires élémentaires (réactions, décroissances spontanées) permet de fournir les données de base nécessaires notamment pour la simulation des réacteurs nucléaires.

La modélisation des processus nucléaires repose sur l'utilisation de propriétés effectives qui peuvent être obtenues à partir de modèles plus fondamentaux dits de structure nucléaire qui reposent sur la modélisation explicite de chacun des nucléons « individuellement ».

L’objectif du stage consiste à étudier l'impact de l'utilisation d'informations issues du modèle de structure macro-microscopique développé au SPRC/LEPh sur la modélisation de certains processus nucléaires (désexcitation, observables de fission).

Plusieurs aspects pourront être abordés suivant le déroulement du stage : utilisation de densités de niveaux combinatoires obtenues à partir des orbites simples des nucléons ; utilisation des paramètres de déformation des noyaux pour l'émission de neutrons prompts par les fragments de fission ; étude sur la loi de répartition en énergie de ces fragments lors de la scission via l'utilisation de « correction de couche ». Ces dernières corrections de couche pourront faire l’objet d'une étude plus poussée sur la méthode d'extraction à partir des états propres des nucléons.

Formation souhaitée : 3ième année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

15 Master 2 en Physique nucléaire Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux Contact : BELLANGER-VILLARD Veronique Langages informatiques : Connaissances en C++ ou Python (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) appréciées [email protected]) TAMAGNO Pierre Mots-clés :Physique nucléaire, mécanique quantique (04 42 25 33 64 [email protected])

PRC 39 S Etude d’impact des options de modélisations d’un assemblage sur les performances de calcul TRIPOLI-4 en évolution

Les calculs Monte-Carlo à énergie continue au temps zéro (régime stationnaire) sont considérés comme étalons par rapport aux codes de transport neutronique déterministes. Le couplage du transport Monte-Carlo des neutrons à d’autres phénomènes physiques tels que l’évolution des nucléides dans un cœur de réacteur ou les phénomènes thermo-hydrauliques constitue un enjeu important et envisageable grâce à la puissance accrue des ordinateurs.

De récents développements sur le code Monte-Carlo TRIPOLI-4® permettent de réaliser des calculs d’évolution du combustible, par couplage avec le solveur d’évolution déterministe MENDEL. Le développement des schémas de calcul de type Monte-Carlo évoluant fait l’objet d’une forte activité de R&D. Une attention particulière doit être apportée à l’étude de l’exactitude du résultat obtenu, car celui-ci peut être entaché de différentes erreurs systématiques (dites « biais »). La bonne reproduction de l’évolution des concentrations dans un crayon combustible nécessite une discrétisation spatiale de ce dernier. L’application d’une discrétisation spatiale sur les autres crayons combustibles environnants peut également impacter les grandeurs du crayon d’intérêt. Toutefois une augmentation du nombre de volumes élémentaires induit également une augmentation du besoin en ressources informatiques.

Le stage sera, dans une première partie, dédié à l’étude de l’impact de la discrétisation spatiale des crayons d’un assemblage et l’identification d’un optimum entre la bonne reproduction des concentrations isotopiques et la demande en ressources informatiques.

Durant le stage, l’étudiant devra également mesurer l’impact de la température en mettant en œuvre l’option d’interpolation de températures récemment été développée dans le code TRIPOLI-4®.

Enfin, par symétrie, certaines configurations peuvent être modélisées en 2 dimensions, limitant ainsi le nombre de volumes élémentaires et donc le besoin en ressources informatiques. Afin de limiter les effets de biais associés à cette modélisation, une option de recherche de conditions limites résultant en un système critique a été implémentée dans la dernière version du code TRIPOLI-4®. Cette option représente un intérêt certain pour la modélisation, mais ajoute toutefois des étapes de calcul.

L’étudiant aura donc l’occasion de tester cette option, et d’étudier son applicabilité à un calcul d’évolution du combustible.

Ce stage permettra à l’étudiant de prendre en main le code Monte-Carlo TRIPOLI-4® ainsi que plusieurs de ces dernières évolutions, et tout particulièrement le calcul d’évolution.

L’étudiant aura l’occasion d’apprécier les avantages et intérêts de ce type de calcul, tout en étudiant ces limitations. De plus, ses travaux viendront enrichir les travaux d’études de schéma de calcul Monte-Carlo évoluant déjà réalisés.

ième ième Formation souhaitée :2 ou 3 année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique Rhône nucléaire Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 16 Durée du stage : 6 mois Contact :BELLANGER-VILLARD Véronique - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Connaissance en C++ et en Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique Nicol Tangi (04 42 25 33 26 [email protected])

40 SPRC Représentativité/transposition : Etude et impact des corrélations expérimentales

Le risque de criticité est le risque de réunir les L’emploi de la méthode dite de conditions d'amorçage et d’entretien de réactions de « représentativité/transposition » permet de tirer fission en chaîne. Aussi il est impératif de prévenir profit des éléments de la validation expérimentale afin l’atteinte de telles conditions et ce, à toutes les étapes de déterminer le biais de calcul dû aux données du cycle du combustible (fabrication, transport, nucléaires du coefficient multiplicateur d’une retraitement, etc.). Afin de déterminer les dispositions application donnée, et son incertitude associée. Un préventives à mettre en place, des études de « sûreté- des paramètres nécessaires à l’application de cette criticité » sont réalisées. Elles consistent notamment à méthode est la connaissance des corrélations entre les modéliser les configurations dans lesquelles se trouve expériences de la base de validation. De nombreux la matière fissile et à déterminer l’ensemble des travaux à ce sujet sont entrepris au niveau paramètres conduisant à la criticité en utilisant des international et notamment dans le cadre des groupes outils de calcul tel que le formulaire de sûreté-criticité d’experts de l’OCDE/AEN dans lequel le CEA est CRISTAL développé par le CEA, l’IRSN, Orano, impliqué. Framatome et EDF et utilisé par l’ensemble des industriels du nucléaire français. Après la prise en main des outils déterministes (APOLLO2) et Monte-Carlo (TRIPOLI-4®), le stage Ces outils sont validés par comparaison avec des consistera dans un premier temps à calculer les résultats expérimentaux. Les éléments de corrélations expérimentales de cas simples de la base démonstration de la capacité des outils de calcul de validation expérimentale du formulaire CRISTAL. utilisés à bien reproduire les résultats expérimentaux Les résultats obtenus pourront être confrontés aux sont regroupés dans un dossier de vérification, données déjà publiées dans la littérature. L’estimation validation et qualification. Le formulaire de criticité des facteurs de corrélation nécessitant de faire des CRISTAL V2, par exemple, est associé à une large base hypothèses quant aux données d’incertitudes dites de validation expérimentale. technologiques, l’impact de ces hypothèses sera également étudié. Cet impact sera évalué dans un Cependant, du fait de la diversité des applications premier temps sur l’estimation de la corrélation, puis rencontrées dans les études de criticité, l’utilisateur sur le résultat de la méthode de peut facilement se trouver confronté à des représentativité/transposition dans un second temps. configurations non présentes dans le dossier de Par la suite, l’étudiant mettra en œuvre ces méthodes validation de l’outil. de calcul des corrélations expérimentales sur des cas De fait, la validation des outils de calcul, et son pour lesquels celles-ci n’ont pas encore été estimées. applicabilité aux différentes configurations Ce stage permettra à l’étudiant de prendre en main les Industrielles, représente une des problématiques outils de modélisation neutronique tant déterministes majeures en sûreté/criticité. que Monte-Carlo, et d’appréhender les schémas de calcul de criticité employés dans l’industrie. La méthode qui sera abordée est aujourd’hui d’intérêt majeur dans le cadre des démarches de validation et quantification des incertitudes des codes de calcul. C’est pourquoi ce sujet est d’intérêt pour les travaux de recherche et développement du CEA mais également pour ses partenaires industriels. Par ailleurs, les discussions autour de cette méthode sont également nombreuses au sein de la communauté scientifique internationale et tout particulièrement concernant le point essentiel des corrélations expérimentales qui sera abordé au cours de ce stage.

Formation souhaitée : 2ème ou 3eme année d’Ecole Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

17 d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux Contact : BELLANGER-VILLARD Véronique Langages informatiques : Connaissance en C++ et en (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique NICOL Tangi (04 42 25 33 26 [email protected])

PRC 41 S Exploitation des courbes de fission élémentaires pour la VVQI de la PR des REP avec DARWIN2.3

La puissance résiduelle est la puissance thermique L’expérience MERCI-1 a consisté en l’irradiation d’un dégagée après arrêt du réacteur, générée par les fissions crayon UOX neuf jusqu’à un taux de combustion de 3.5 spontanées et les décroissances radioactives des isotopes instables du combustible. Sa valeur est d'environ 6% de la GWj/t et la mesure de sa puissance résiduelle est puissance nominale une seconde après l'arrêt du exploitable entre 45 minutes et 42 jours de réacteur et encore 1.5% une heure plus tard. Le calcul refroidissement. Les expériences de fissions élémentaires maîtrisé de la puissance résiduelle sur une large plage consistent en l’irradiation par des neutrons d’énergie temporelle avec une estimation rigoureuse des biais et thermique ou rapide d’une petite quantité d’un isotope incertitudes associés, est un enjeu majeur pour la sûreté fissible donné et en la mesure de la puissance dégagée des réacteurs à eau légère : dimensionnement des hors flux en fonction du temps de refroidissement. Les systèmes de sauvegarde, déchargement du cœur, mesures peuvent être la puissance résiduelle totale ou stockage en piscine, transport et retraitement. seulement la puissance béta ou gamma. La puissance résiduelle, à l'instar des autres grandeurs Le travail proposé dans le cadre de ce stage porte sur ces d'intérêt pour le cycle, est évaluée au CEA par l’outil de courbes de fission élémentaires et leur apport pour la calcul scientifique (OCS) DARWIN2.3. Cet OCS est validation expérimentale et l’étape de quantification des accompagné d’un dossier de validation expérimentale qui incertitudes pour le calcul de la puissance résiduelle avec contient l'ensemble des biais et incertitudes associées à DARWIN2.3. Le stagiaire devra en particulier s’intéresser la puissance résiduelle et au bilan matière sur un aux points suivants : domaine borné de variation des données d’entrée. -Interprétation et analyse des écarts calcul-mesure des Les données expérimentales permettant de valider le expériences non encore interprétées, et en particulier calcul de la puissance résiduelle sont limitées, en celles présentant une « phase d’irradiation » pouvant particulier aux temps courts (de l’arrêt du réacteur aller jusqu’à 105 secondes. jusqu’à 6 mois après irradiation). Les données -Etude de la faisabilité d’une nouvelle expérience de type exploitables sur cette plage de temps sont l’expérience fission élémentaire avec un temps d’irradiation à définir MERCI-1 et les courbes de fission élémentaires. et de son apport pour la validation expérimentale et l’étape de quantification des biais et incertitudes pour le formulaire DARWIN2.3. -Calculs des profils de sensibilité de la puissance résiduelle aux isotopes contribuant à l’effet Pandémonium et étude d’impact sur les courbes de fission élémentaires des nouvelles évaluations (intégrées à JEFF-3.3) pour 9 isotopes ayant bénéficié de mesures récentes par technique TAGS. -Poursuite des études sur l’utilisation des courbes de fission élémentaires pour la quantification des incertitudes sur le calcul de la puissance résiduelle des combustibles REP MOX aux temps courts.

Formation souhaitée :2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique Rhône nucléaire Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 18 Durée du stage : 6 mois Contact :BELLANGER-VILLARD Veronique - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Langages informatiques : Connaissances en Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique. VALLET Vanessa (04 42 25 72 18 [email protected])

42 SPRC Analyse des rendements isotopiques pour l’étude de la fission nucléaire

Dans le cadre d'une collaboration entre le Laboratoire d'Etudes de Physique (LEPh) du CEA Cadarache, le Laboratoire de Physique Subatomique et Corpusculaire (LPSC) de Grenoble et l'Institut Laue Langevin (ILL) de Grenoble, un programme de mesures de rendements de fission d'actinides d'intérêt pour les cycles actuels et innovants du combustible est engagé depuis plusieurs années. Ces rendements de fission interviennent dans les études de cycle notamment dans la description de l'inventaire de fin de cycle, la puissance résiduelle du combustible après arrêt du réacteur ou encore la détermination de l'émission des rayonnements gamma prompts des fragments de fission.

Une récente campagne effectuée en janvier 2020 auprès du spectromètre de recul LOHENGRIN de l’ILL a permis la mesure de rendements isotopiques issus de la fission induite par neutron thermique du 241Pu. Le dispositif expérimental était composé d’une chambre à vide dans laquelle une bande magnétique permettait de collecter les produits de fission sélectionnés par le spectromètre. Ces derniers étant très instables décroissent par émission 훽 et émettent des rayons gamma qui interagissent dans des détecteurs de germanium hyper-pur (HPGe), entourant la chambre à vide. Le travail de stage consistera à :

-Extraire des spectres gamma les taux de comptages associés aux isotopes sélectionnés par le spectromètre LOHENGRIN

-Adapter un code d’analyse existant afin de remonter aux rendements isotopiques

-Déterminer pour une masse donnée la polarisation de charge.

La finalité de ce travail permettra d’alimenter les banques de données nucléaires ainsi que les modèles de physique nucléaire utilisés dans l’évaluation des données nucléaires. Ce stage permettra à l’étudiant d’acquérir des connaissances d’intérêt en vue d’une thèse en physique nucléaire expérimentale au sein du DER.

Formation souhaitée :2ième ou 3ième année d’Ecole Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-

d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire du-Rhône 19 Durée du stage : 4 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel :Système d’exploitation Unix/Linux Contact : BELLANGER-VILLARD Veronique Langages informatiques : Bonnes connaissances en C++ ou (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) C ou Python ou Java [email protected]) Mots-clés :Physique nucléaire, instrumentation, analyse de Chebboubi Abdelhazize (04 42 25 29 42

PRC données [email protected])

43 S Vers une maîtrise approfondie des calculs de caractérisation des combustibles usés

L'Agence pour l'Energie Nucléaire (AEN) est une agence spécialisée de l'Organisation de Coopération et de Développement Économiques (OCDE). Sa mission consiste notamment à aider ses pays membres à maintenir et à approfondir, par l'intermédiaire de la coopération internationale, les bases scientifiques indispensables à une utilisation sûre, respectueuse de l'environnement et de l’économique de l'énergie nucléaire à des fins pacifiques. Pour ce faire elle organise, par exemple, des groupes de travail (working parties) sur des thématiques d'intérêt pour la communauté internationale, au travers desquels, les participants confrontent leurs points de vue et avancées scientifiques.

Dans ce cadre, le groupe de travail WPNCS (Working Party on Nuclear Criticality Safety) traite des thématiques scientifiques en lien avec la sûreté-criticité. Au sein de ce groupe, le CEA est responsable d'un benchmark sur la quantification des incertitudes des données nucléaires associées aux calculs de caractérisation des combustibles irradiés. Sujet d’intérêt pour la communauté internationale.

A ce jour, la majorité des études de sûreté-criticité des installations de l’aval du cycle nucléaire (transport, entreposage, etc.) ne tiennent pas compte du fait que les combustibles aient été irradiés en réacteur et considèrent qu’ils sont neufs. Or, la prise en compte de l’usure du combustible dans les études de dimensionnement/fonctionnement des installations permettrait de dégager des marges substantielles vis-à-vis de leur fonctionnement. Pour ce faire, les exploitants doivent toutefois démontrer la maîtrise de la précision des outils de calcul qu’ils utilisent –notamment– pour caractériser les combustibles irradiés. C’est dans ce cadre que les organismes de recherche et développement -tels que le CEA- travaillant sur le développement des outils de calculs, orientent nécessairement leurs travaux sur la validation de ces outils et la quantification des incertitudes associés aux résultats de calculs. Les données nucléaires (sections efficaces, constantes de décroissance, etc.) sont des données d’entrées pour les calculs de neutronique (irradiation en réacteur) et d’évolution (décroissance hors réacteur). Dans un objectif de maîtrise accrue des résultats de calcul, il parait donc essentiel de quantifier l’impact des incertitudes de ces données d’entrées sur les paramètres de sortie.

La contribution du CEA au sous-groupe de travail international de l’OCDE/AEN constitue le cadre de ce stage et son objectif consiste à interpréter une expérience d’irradiation et d’analyse de combustible irradié puis à quantifier les incertitudes des données nucléaires associées aux compositions isotopiques d’un combustible irradié de réacteur à eau pressurisé (REP-UOx).

Dans un premier temps, l’étudiant se familiarisera avec les outils de calcul de neutronique (APOLLO2) et d’évolution du CEA (DARWIN/MENDEL) ainsi qu’avec l’expérience de combustible irradié à interpréter. Dans un second temps, l’objectif sera de confronter les résultats de calculs aux résultats expérimentaux puis de comprendre et analyser les biais de calcul afin de mener les calculs de propagation des incertitudes des données nucléaires dans les calculs d’évolution pour aboutir à leur quantification. En fonction de l’avancement du stage, une étude relative à la quantification des incertitudes technologiques pourra être initiée.

Formation souhaitée : 2ème ou 3ème année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique Rhône

nucléaire Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 20

Durée du stage : 6 mois Contact :BELLANGER-VILLARD Veronique - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux (04 42 25 49.64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Langages informatiques : Connaissance en Python [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs et du cycle du CARMOUZE Coralie (04 42 25 64 19

44 combustible nucléaire, neutronique. [email protected]) SPRC Etudes des réactions nucléaires intervenant dans le calcul des combustibles REP-MOX

Le combustible nucléaire dit MOX est un mélange d’OXyde de plutonium et d’OXyde d’uranium.

Les propriétés neutroniques des combustibles MOX dépendent de plusieurs isotopes dont ceux du Plutonium et de l’Américium.

L’objectif du stage portera sur l’étude des réactions nucléaires induites par des neutrons de faible énergie sur le 239Pu et l’241Am. La qualité des sections efficaces de capture radiative et de fission disponibles dans la base de données nucléaires JEFF-3.3 sera évaluée à l’aide de mesures intégrales réalisées dans le réacteur expérimental EOLE du CEA Cadarache et du réacteur TRIGA du JSI (Josef Stefan Institute, Ljubljana, Slovénie).

L’interprétation des mesures intégrales sera réalisée avec le code Monte-Carlo TRIPOLI-4. Les résultats de cette étude permettront de recommander de nouvelles sections efficaces de réaction du 239Pu et de l’241Am afin d’améliorer les performances de la base de données nucléaires JEFF pour le calcul des combustibles REP-MOX.

Formation souhaitée : Master 2 en Physique nucléaire Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

21 Durée du stage : 6 mois Rhône Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Langages informatiques : Connaissance en C++ et en Contact : BELLANGER-VILLARD Veronique Python (04 42 25 49 64 (Secrét : 04 42 25 31 30) Mots-clés : Physique des réacteurs, neutronique. [email protected]) NOGUERE Gilles (04 42 25 27 77

PRC [email protected]) 45 S Modélisation et Analyse du benchmark BEAVRS (temps zéro) à l’aide du code Monte- Carlo TRIPOLI-4

Dans le cadre du plan de V&V (Vérification et Validation) du code TRIPOLI-4, le benchmark BEAVRS correspondant à un REP américain (Westinghouse) et pour lequel on dispose des données complètes pendant deux cycles d’irradiation, est un cas particulièrement dimensionnant pour l’évaluation des performances du code pour le calcul des principaux paramètres neutroniques comme la réactivité, les effets en réactivité et en particulier le calcul des distributions de puissance fine (crayon par crayon) dans le cœur.

Le but du stage sera de modéliser le plus exactement possible et conformément aux données du benchmark, la géométrie du cœur complet et de son plus proche environnement (réflecteur notamment) à l’aide du logiciel Root puis, dans un deuxième temps, de réaliser les simulations des configurations cœur neuf au temps zéro (« Hot Zero Power »). On s’attachera en particulier à analyser les problèmes éventuels de convergence dans le calcul des distributions de puissance (corrélations statistiques) sur ce grand cœur. Une première évaluation des performances du code dans ces configurations sera évaluée par comparaison aux valeurs de référence du benchmarks mais aussi d’autres codes Monte-Carlo et déterministes (SuperMC, OpenMC, MC21, APOLLO3 ,…).

ème ème Formation souhaitée : 2 ou 3 année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 22

Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact :BELLANGER-VILLARD Veronique - Langages informatiques : Connaissance en C++ et en (04 42 25 49 64 (Secrét : 04 42 25 31 30) Python [email protected]) Mots-clés : Physique des réacteurs, neutronique, PALAU Jean-Marc (04 42 25 72 96 mathématiques appliquées, analyse numérique.

46 [email protected]) SPRC Mise en œuvre d'un calcul de contre- réaction thermohydraulique simplifié à l'échelle cellule avec le code APOLLO3 avec application au benchmark REP BEAVRS

Le CEA développe une nouvelle plateforme de calcul neutronique déterministe multi-filières, APOLLO3, qui doit remplacer les outils actuels dédiés aux réacteurs à neutrons thermiques, APOLLO2/CRONOS2, et aux réacteurs à neutrons rapides, ECCO/ERANOS. Dans ce cadre, le Laboratoire d’Études Physiques du Département d’Études des Réacteurs à Cadarache contribue aux spécifications fonctionnelles du code et, surtout, il définit, met au point et valide les schémas de calculs pour ces différentes filières.

Un des objectifs majeurs d'APOLLO3 est de pouvoir réaliser à moyen terme des calculs de REP 3D en théorie du transport avec des maillages énergétiques et spatiaux suffisamment fins pour garantir une bonne précision sur l'évolution sous irradiation de la réactivité du cœur et de la puissance dégagée dans chaque centimètre de crayon combustible. Ces calculs nécessitent la prise en compte des contre-réactions thermohydrauliques à l'échelle de la cellule.

Actuellement, le modèle mis en place avec APOLLO3, et appliqué au benchmark 3D du réacteur BEAVRS, traite uniquement la partie neutronique à temps 0 (essais de démarrage à puissance nulle). Suite à la production des bibliothèques évolutives des assemblages en 2020, l'objectif du stage est de mettre en œuvre les calculs d’évolution isotopique ainsi qu’un modèle thermohydraulique simplifié permettant de réaliser un suivi du cœur du premier cycle de ce réacteur. Ce benchmark d’un cœur Westinghouse de type REP proposé par le MIT (Michigan Institute of Technology) fait l'objet de nombreuses études dans différents laboratoires internationaux auxquelles on pourra se comparer pour compléter la validation expérimentale des travaux réalisés. Ces derniers pourront faire l'objet d'une publication.

Formation souhaitée : 2ème ou 3ème année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 Rhône

23 Durée du stage : 5 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel :Systèmes d’exploitation Unix/Linux, Contact : BELLANGER-VILLARD Véronique Windows/ Connaissance en C++ et en Python (04 42 25 49 64 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique, VIDAL Jean-François thermohydraulique. (04 42 25 48 08 [email protected])

PRC 47 S Mise en œuvre de calculs Monte Carlo multigroupes pour la validation des méthodes déterministes utilisées en neutronique au CEA

Afin de répondre au défi du calcul de cœur « en une Le présent stage s’intéresse à une solution intermédiaire étape », nécessitant le recours aux ordinateurs basée sur une méthode Monte Carlo multigroupes qui massivement parallèles, le CEA explore, pour la bénéficierait des avantages de la compacité d’une neutronique, les problèmes d’architecture et représentation discrète des sections efficaces et des d’algorithmique liés à chacune des approches facilités d’interpolation associées (c’est sur ce point que déterministe et probabiliste. Ces deux approches ne l’on attend un gain significatif en mémoire et en temps sont pas nécessairement antinomiques et des solutions de calcul par rapport au Monte Carlo à énergie hybrides mariant les avantages de chacune d’elle sont continue) tout en s’affranchissant d’une étape préalable également à l’étude. d’autoprotection en méthode déterministe. Celle-ci serait en effet effectuée directement sur la géométrie Les codes déterministes sont basés sur une cœur 3D en utilisant les fichiers de tables de probabilités approximation multigroupes et font appel à différents déjà produits pour les codes déterministes. modèles (calcul en plusieurs étapes, autoprotection, équivalence…) qui permettent de réaliser assez L’objectif du stage est de montrer l’intérêt du Monte facilement des calculs relativement complexes (suivi Carlo multigroupes en terme de précision et de le d’un cœur de réacteur sous irradiation, situations en positionner comme un outil de validation des calculs transitoire, …) au prix d’erreurs plus ou moins déterministes complémentaire au Monte Carlo à énergie importantes sur les résultats. continue. L’aspect optimisation algorithmique par rapport à ce dernier ne sera pas abordé pendant le Les codes stochastiques (méthodes Monte Carlo) stage. traitent la variable énergétique de manière continue et permettent de traiter les géométries et la physique sans Les premiers travaux initiés en 2020 ont permis de biais de modélisation. Cependant, le coût en termes de mettre en place le traitement multigroupes retenu dans temps de calcul et d’empreinte mémoire (pour un calcul la maquette Monte Carlo LAST développée au de cœur de REP complet par exemple) ne permettent SPRC/LEPH (en utilisant comme données d’entrée les pas aujourd’hui d’envisager leur utilisation pour des sections efficaces multigroupes au format APOLLO3). Le calculs d’évolution isotopique et encore moins pour des travail demandé consistera à : calculs de transitoires rapides. -prendre en main et vérifier les développements déjà réalisés,

-s’assurer de la précision des calculs sur des motifs de taille et de complexité croissante (cellule, assemblage, cœur) par comparaison à des calculs à énergie continue (validation numérique).

Ces travaux pourront faire l'objet d'une publication.

Formation souhaitée : 3ème année d’Ecole d’ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- ou Master 2 Rhône

Durée du stage : 5 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 24 Méthode/logiciel : Systèmes d’exploitation Unix/Linux, Contact : BELLANGER-VILLARD Véronique - Windows Langages informatiques : C++ et Python (04 42 25 49 64 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique VIDAL Jean-François (04 42 25 48 08 [email protected])

48 SPRC Validation des calculs neutroniques de configurations dégradées au cours d’accidents graves de RNR-Na modélisés par la plate-forme SEASON

Le stage proposé s’inscrit dans un projet de La validité et la précision des méthode déterministes recherche du CEA sur les réacteurs GEN IV. Le (Sn 3D) actuellement utilisées dans la plate-forme Laboratoire de Modélisation des Accidents Graves SEASON peuvent être remises en question dans ces (LMAG) développe une plate-forme de simulation phases avancées et doivent donc être évaluées. Ce (SEASON) destinée à modéliser les transitoires projet de stage propose de quantifier le biais couplés neutronique/thermohydraulique éventuel introduit par le solveur actuel de transport apparaissant au cours d’hypothétiques scénarios de neutrons de SEASON lorsqu’on calcule ces accidentels dans un Réacteur à Neutrons Rapides situations dégradées. Il est proposé d’aborder cette refroidi au sodium (RNR-Na). Le Laboratoire question en utilisant des codes de transport de d’Etudes Physiques (LEPh), qui encadrera le présent neutrons de référence basés sur la méthode de stage, intervient comme soutien au LMAG pour Monte-Carlo pour différentes distributions de l’amélioration des calculs neutroniques de la plate- matériaux représentative de configurations forme. dégradées.

Lors de la première phase de l’accident, les La première partie du travail consistera à prendre en méthodes déterministes de résolution de l’équation main la plate-forme SEASON/SIMMER-V pour du transport des neutrons restent valables et effectuer une simulation et un post-traitement plusieurs options de discrétisation peuvent être d’accidents graves. L’objectif est de se familiariser sélectionnées, pour l’espace, l’énergie et les avec le système de calcul actuel et de générer des directions angulaires. Les sections efficaces situations de réacteur dégradées en 3D pour macroscopiques doivent prendre en compte les alimenter le code Monte-Carlo. modifications de température et de densité en cas de besoin. Lors de la progression dans le transitoire, La deuxième partie du travail consistera à interfacer plusieurs événements se produisent qui modifient la sortie SEASON/SIMMER-V (format hdf5) avec fortement la distribution spatiale des matériaux : l’entrée de code Monte-Carlo. Les deux codes ont fonte des gaines et du combustible, fragmentation des conventions de maillage et de distribution de du combustible, rupture des tubes hexagonaux, matériaux différentes. etc... La troisième partie consistera à se former au code Monte-Carlo TRIPOLI-4, sélectionner les options et exécuter les simulations appropriées.

La quatrième partie du travail consistera en une synthèse et discussion des résultats, et à définir des pistes futures.

Formation souhaitée : 3ème année d’Ecole d’ingénieur ou Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 Rhône

25 Durée du stage : 5 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel : Systèmes d’exploitation Unix/Linux, Contact : BELLANGER-VILLARD Véronique Windows Langages informatiques : Python, Matlab® (04 42 25 49 64 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique, VIDAL Jean-François thermohydraulique. (04 42 25 48 08 [email protected])

PRC 49 S Conception d’une expérience ciblant les données de neutrons retardés associées à la fission 238U induite par neutron rapide

Le CEA Cadarache a initié depuis 2016 une série d’expériences visant à caractériser le rendement en neutron

235 239 retardés d et les données cinétiques (λi, ai) de corps fissiles au neutrons thermiques ( U, Pu…). Un détecteur de type compteur à neutrons a été spécifiquement conçu pour réaliser ce type de mesures auprès du Réacteur à Haut Flux de l’Institut Laue Langevin. L’objectif du stage est de participer à la conception d’une expérience associée à la fission 238U au moyen de neutron rapides d’énergie comprise entre 1 et 14 MeV.

Dans un premier temps, le stagiaire réalisera une étude bibliographique afin d’établir l’état de l’art des mesures existantes. Dans un second temps, il recherchera et évaluera les capacités de diverses installations qui pourraient être mis à profit pour ce projet, par exemple: AMANDE (IRSN), NFS (GANIL), MONNET (JRC), nTOF (CERN), GELINA (JRC), LICORNE (IPNo). La troisième partie du stage consistera à déterminer les caractéristiques d’un échantillon d’Uranium 238, en fonction de l’environnement expérimental envisagé : masse, géométrie, forme physique... Une étude sera menée pour déterminer le moyen le plus approprié pour interrompre l’irradiation de l’échantillon et débuter la mesure de l’émission retardé : interruption du faisceau de neutrons par un système mécanique de type « fast shutter », transfert rapide de l’échantillon par un système pneumatique… Enfin, une modélisation à l’aide du code Monte-Carlo TRIPOLI4® sera réalisée pour évaluer le taux de comptage en neutrons retardés, le bruit de fond et ainsi permettre d’estimer le temps de faisceau nécessaire pour atteindre une

précision donnée sur la détermination des données de neutrons retardés d et (λi, ai).

ème Formation souhaitée : 3 année d’Ecole d’ingénieur, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 en Physique nucléaire Rhône Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 26 Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact :BELLANGER VILLARD Véronique - Langages informatiques : Connaissance en C++ et/ou (04 42 25 49 64 [email protected]) en Python LECONTE Pierre Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique, (04 42 25 48 94 [email protected]) physique nucléaire.

50 SPRC Étude de l’impact des incertitudes des données nucléaires dans un transitoire d’éjection de barre

Historiquement, la thermo-hydraulique et la neutronique sont deux disciplines d’importance en physique des réacteurs qui sont encore souvent traitées séparément. Les études de sûreté associées aux transitoire impliquant un couplage entre ces deux physiques étaient au mieux fondées sur une simplification d’une des deux approches afin de pouvoir résoudre l’autre. Aujourd’hui avec l’augmentation des moyens de calculs, les études de réalisation et d’optimisation de couplages fins entre la thermo-hydraulique et la neutronique présentent un intérêt majeur pour les études de sûreté et de grands et nouveaux défis pour la validation des outils de calculs scientifiques.

Le CEA développe depuis une décennie son propre outil de modélisation multi-physique, CORPUSSALOME dédié à l’analyse des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) et des Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR) en fonctionnement normal, incidentel ou accidentel. Cette plateforme permet de réaliser des couplages entre des codes CEA de neutronique / thermo-hydraulique / thermo-mécanique / système.

L’objectif de ce stage sera de bénéficier des outils de couplage mis en place par le CEA pour mener une étude sur un transitoire d’éjection de barre sur un réacteur de type REP de taille réduite. Lors de ce type de transitoire, un couplage fort apparaît entre la neutronique et la thermo-hydraulique, ce qui représente un défi en matière de modélisation. Pour ce faire, le candidat s’appuiera sur le code de neutronique APOLLO3®, ainsi que son module de thermo-hydraulique THEDI.

La seconde partie du stage consistera à réaliser une propagation d’incertitudes dues aux données nucléaires (sections efficaces, multiplicité des neutrons, spectres de fission, …) sur les grandeurs physiques d’intérêt du transitoire d’éjection de barre. La quantification des incertitudes constituant un enjeu particulier dans les calculs multiphysique. Il s’agira d’estimer le poids total de ces incertitudes mais également d’identifier quantitativement les principaux contributeurs à cette incertitude.

Ces travaux pourront faire l'objet d'une publication.

Formation souhaitée : 3ème année d’Ecole d’ingénieur ou Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 Rhône

27 Durée du stage : 5 à 6 mois Unité concernée :IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel :Systèmes d’exploitation Unix/Linux, Contact : BELLANGER-VILLARD Veronique Windows 04 42 25 49 64 (Secrét : 04.42.25.31.30) Langages informatiques : C++ et Python [email protected] Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique, thermo- Rizzo Axel (04 42 25 32 34 [email protected])

PRC hydraulique. 51 S Simulation des fluctuations neutroniques engendrées par la fission

La population de neutrons dans une maquette de Le CEA, fort de son expertise dans le domaine de la réacteur critique à faible puissance fluctue en lien avec mesure, a pu mesurer plusieurs de ces fonctions de différentes sources d’excitation : transfert sur différents réacteurs. Mais leur interprétation fine est toujours problématique -Le nombre de neutrons émis par fission, qui varie. notamment car celles-ci dépendent subtilement de -Le cheminement des neutrons dans la matière ; qui l’emplacement des détecteurs. est toujours différent (absorption, fuite, etc.) Le code NNMC (Neutron Noise Monte Carlo) a -Les vibrations des structures, de l’eau de récemment été codé en C++ au SPRC/LPN afin de refroidissement, qui provoque de petites variation de simuler ces fonctions de transfert et tenter de réactivité. répondre à cette problématique. Ce code utilise les probabilités d’émission des neutrons par fission, les Face à ces sources d’excitations, le réacteur peut être fractions de neutrons retardés, et une matrice de vu comme un système associé à une fonction de fissions issue du code de transport des neutrons transfert qui relie une excitation à la population de TRIPOLI-4 afin de simuler par méthode Monte Carlo les neutron. fluctuations des sources de fissions. Cette fonction de transfert se comporte différemment Le stagiaire aura pour objectif de poursuivre le selon la fréquence d’excitation en lien avec la manière développement de ce code de calcul afin de répondre dans les neutrons prompts sont transportés dans la aux problématiques spatiales de positionnement des matière et en lien avec l’émission retardée de certains détecteurs. Ce travail pourra se poursuivre par un autres neutrons. travail de thèse ayant pour ligne de mire l’interprétation d’expériences réalisées par le CEA et la simulation de maquettes en trois dimensions.

Ce stage (et éventuellement la thèse qui s’en suivra) permettra au candidat de développer son sens physique en se penchant sur la neutronique statistique et sa simulation. Le sujet s’inscrit également dans l’air du temps avec une composante programmation forte nécessitant l’adaptation du code actuel aux architectures du HPC (multiprocesseurs et multigpu). Nous recherchons un candidat en M2 ou écoles d’ingénieur avec ou non une spécialisation dans les sciences du nucléaire et une affinité prononcée pour la programmation.

Formation souhaitée : 2ème ou 3ème année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique Rhône

nucléaire Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 28 Durée du stage : 6 mois Contact : Pascal ARCHIER - Méthode/logiciel : HPC (0442254013 [email protected]) Mots-clés : Science du nucléaire, programmation TRUCHET Guillaume (0442254909 [email protected])

52 SPRC Combinaison de méthodes de réduction de variance pour optimiser l’estimation des débits d’équivalent de dose dans les opérations de démantèlement

Lors du démantèlement d’installations nucléaires, le niveau du débit de dose doit être estimé à l’aide d’outils de calcul vérifiés, validés et qualifiés afin d’être en mesure de planifier le scénario de démantèlement le plus optimisé en terme de radioprotection. Cette ambiance dosimétrique est principalement due à l’activation des structures, soumises au flux de neutrons lors de la phase de fonctionnement de l’installation.

Les méthodes Monte Carlo sont largement utilisées pour modéliser le transport des particules en raison de leur capacité à reproduire précisément la physique. Cependant l’application de telles méthodes pour générer un maillage fin du débit de dose dans une installation complète est difficile et nécessite de nombreuses heures de calcul. Elles sont donc couramment utilisées en combinaison avec diverses techniques d’accélération, telles que les techniques de réduction de la variance.

Le code Monte Carlo du CEA TRIPOLI-4® possède plusieurs méthodes de ce genre. Le module INIPOND permet en particulier de générer une carte d’importance permettant d’optimiser le transport des particules vers les zones d’intérêt. Une autre méthode, nommée se_TLE pour split-exponential track length, actuellement en cours de développement au sein du laboratoire consiste à décomposer le transport des particules en une étape stochastique et une étape déterministe. Le travail du stage consistera à tester l’utilisation simultanée de ces 2 estimateurs afin d’appliquer la méthode se_TLE dans les zones de plus haute importance des particules. Ce couplage sera testé pour une configuration typique rencontrée dans les études de démantèlement.

L’intérêt du stage est la mise en œuvre de simulations Monte Carlo et la manipulation de techniques avancées de réduction de variance dans le cadre d’études dédiées au démantèlement de réacteurs, sujet amené à prendre de l’ampleur dans les années à venir.

ème ème Formation souhaitée : 2 ou 3 année d’Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

29 Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC - Méthode/logiciel : système d’exploitation Unix/Linux Contact : Pascal ARCHIER Langages informatiques : Connaissance en C++ (0442254013 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique, Monte LE LOIREC Cindy (04.42.25.40.62 [email protected]) Carlo, réduction de variance, statistiques, probabilités

PRC 53 S Optimisation des calculs Monte-Carlo évoluants pour les réacteurs à plaques

Dans le cadre de la Vérification & Validation des formulaires de calcul neutroniques, le calcul déterministe est actuellement la seule référence disponible pour l’étude des cœurs en évolution. Le calcul Monte-Carlo est uniquement utilisé afin d’étudier la configuration de départ, dite « temps zéro », ou un point d’usure donné en utilisant les compositions obtenues via le calcul déterministe.

Le travail de la/du candidat/e consistera à optimiser les outils de calcul Monte-Carlo en évolution afin de développer une nouvelle voie de référence. Les études seront réalisées a priori avec le code de calcul TRIPOLI4 et le formulaire APOLLO2 sur des géométries de réacteur à plaques. Les méthodes d’optimisation seront au choix du/de la candidat/e et pourront faire appel à des techniques innovantes. L’étude sera réalisée sur une machine Linux individuelle puis sur le cluster de calcul du département.

L’envie de développer ses connaissances dans les technologies du nucléaire et ses compétences en méthodes numériques est indispensable. La/le candidat/e devra faire preuve d’autonomie, persévérance et créativité.

Formation souhaitée : 3ème année d’Ecole d’ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC 30 Méthode/logiciel : Système d’exploitation Unix/Linux Contact :Pascal ARCHIER - Langages informatiques : Connaissance en C++ et en (0442254013 [email protected]) Python Boffy Romain (04 42 25 63 65 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique

54 SPRC Mise en place d’un schéma de calculs APOLLO3 permettant l’obtention de sensibilités aux données nucléaires pour la réactivité de cœurs à plaques

Une des missions principales du SPRC (Service de Physique des Réacteurs et du Cycle) est de fournir au CEA et à ses partenaires industriels, des formulaires de calcul pour les diverses filières de réacteurs (ensemble de données nucléaires et schémas de calcul validés). Ces formulaires industriels permettent d'évaluer avec une précision suffisante, pour une filière nucléaire et son cycle associé, les paramètres neutroniques nécessaires à la conception, au fonctionnement et à la sûreté des réacteurs ainsi qu'à celles des autres étapes du cycle nucléaire. En complément, le SPRC participe à la réalisation des mesures différentielles des données nucléaires, à leur mise en forme et à leur validation. Il réalise également les études neutroniques de conception de cœurs de réacteurs innovants, et, à l’aide d’études de scénarios électronucléaires, évalue l’incidence des évolutions du parc des installations nucléaires (réacteurs et usines).

Les schémas de calcul correspondent à des choix motivés de données nucléaires, théories, modèles physiques, discrétisations, techniques de résolution numérique, etc., pour chaque grandeur neutronique calculée. Ces choix, qui impliquent des approximations ou des simplifications à différents degrés, représentent des compromis pour atteindre une précision cible dans un temps de calcul maximal imposé. Un travail de validation de ces schémas de calcul est nécessaire pour estimer les erreurs et incertitudes à associer à chaque grandeur calculée, pour un type de réacteur donné.

Ce travail de validation se base sur les recommandations du guide n°28 émis par l'ASN et notamment sur le processus de Vérification, Validation et Quantification des Incertitudes (VVQI). Dans ce cadre, une validation expérimentale est réalisée à l'aide de mesures in situ, mais elle ne permet pas de couvrir l'ensemble du domaine d'utilisation de nos schémas de calcul. Il est donc nécessaire de vérifier que les biais et incertitudes obtenus s'appliquent à tout le domaine d'utilisation lors d'une étape de transposition.

Cette étape peut se baser sur la théorie de la représentativité introduite par Orlov qui permet de quantifier la similitude entre une plusieurs expériences pour une grandeur d'intérêt donnée. Elle nécessite le calcul de coefficients de sensibilités (aux données nucléaires ou technologiques) qui peuvent être obtenues par des calculs de perturbations (directes, standard, généralisées, etc.).

Le stagiaire aura pour objectif la mise en place d'un schéma de calcul permettant l'obtention de coefficients de sensibilités aux données nucléaires pour la réactivité de cœurs à plaques. Il utilisera l’outil de calculs déterministe multi-filière APOLLO3 développé au CEA. Ce travail pourra se poursuivre dans une thèse axée sur la transposition des biais et incertitudes de la nappe de puissance pour des cœurs de différentes tailles ou conceptions.

Formation souhaitée : 2ème ou 3ème année d’Ecole Localisation du stage :St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieur, Master 1 ou Master 2 en Physique nucléaire Rhône

31 Durée du stage : 6 mois - Méthode/logiciel :l’outil de calculs déterministe multi- Unité concernée : IRESNE/DER/SPRC filière APOLLO3 Contact : P. Archier(0442254013 [email protected]) Mots-clés :Physique des réacteurs, neutronique, une SAUZEDDE Thibault (0442252602 connaissance de la simulation Monte Carlo est un plus. [email protected])

PRC 55 S

SPESI

SPRC DER LMS SESI LCOS

57

Modélisation temporelle et technico- économique de scénarios de mix énergétique d'un pays émergent fictif sous contraintes externes

Le stage proposé s'inscrit dans le cadre des études menées au Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives, dans le cadre du projet commun NEEDS/CINEASTE avec entre autres le CNRS, sur la compétitivité économique des solutions apportées par l'énergie nucléaire vis-à-vis de celles proposées par les énergies fossiles classiques (charbon, pétrole, gaz), renouvelables (hydraulique, éolien, solaire, etc.) et les solutions complémentaires de stockage. En effet, les aspects techno-économiques des systèmes énergétiques prennent de plus en plus de poids dans les décisions de lancer, poursuivre et réaliser ou pas, des projets d'installations de production d'énergie (électrique, chaleur, hydrogène, etc.).

Ceci est particulièrement vrai pour les pays en voie de développement en Afrique, en Asie ou Amérique centrale/du Sud pour lesquels les moyens de production d'énergie s'articulent principalement autour des énergies fossiles, sources particulièrement productrices de gaz à effet de serre ou demandant l'immobilisation de beaucoup de ressources.

Le stage proposé consistera à étudier et optimiser les scénarios de transition énergétique d'un pays fictif, baptisé "la Ladonie", disposant d'un certain volant de ressources propres en termes d'électricité (solaire, éolien, centrales à gaz et à charbon) mais dont les perspectives de développement amèneront ce pays à doubler la demande électrique d'ici 20 ans. Il s'agira de déterminer comment atteindre la meilleure solution en termes de quantité de CO2 produite, d'emprise au sol, de mobilisation de ressources, de coût en y intégrant des prises de décision annuelles sur la poursuite ou l'abandon de voies qui semblaient prometteuses (stockage d'énergie/électricité par exemple ; mise en œuvre de solutions à hydrogène, etc.)

Sur la base du profil actuel du mix électrique de la Ladonie, le stage consistera à étudier diverses voies d'intégration de nouvelles sources d'énergie associées à l'abandon planifié d'autres sources électriques/énergétiques au niveau temporel et point d'arrivée visé du mix énergétique futur. Des analyses multicritères sont envisagées pour réaliser l'optimisation en termes de coût, impact environnemental, impact sociétal, retour sur investissements dans le cas de vente à l'export des surplus énergétiques produits, etc.

Selon le profil du candidat, ce stage pourrait être effectué en partie à l'AIEA à Vienne, et constituer la base d'un futur benchmark international.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel : Excel, SCILAB/MATLAB, Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

Mixoptimveille technologique, études Contact :Stéphane Cathalau ([email protected] ) 01 bibliographiques - Mots-clés :Technico-économie

59 SESI Préconception d’un réacteur nucléaire pour la capture du CO2 atmosphérique

Diminuer les émissions de CO2, principal gaz à effet de serre d’origine anthropique, constitue l’un des enjeux majeurs de ce début de siècle. La croissance de la demande énergétique ne permettant pas, à court terme, de s’affranchir des énergies fossiles, aucune des trajectoires retenues par le GIEC ne fait l’impasse sur le retrait

du CO2 de l’atmosphère. En plus de son captage et stockage, la valorisation de ce produit industriel comme matière première pourrait associer au bénéfice environnemental une opportunité économique, condition

vraisemblablement sine qua non à la viabilité du procédé de retrait du CO2 de l’atmosphère.

Un verrou limite encore la démocratisation de la capture du CO2 à grande échelle : l’apport considérable d’énergie nécessaire. Cette énergie peut être requise sous forme d’électricité (ventilation, filtration, etc.) ou de chaleur (réactions chimiques, synthèse de produits carbonés, etc.). Force est de constater que l’utilisation de l’énergie nucléaire – par nature décarbonée, massive, localisée, pilotable, à bas coût et source de chaleur – représente une opportunité pour proposer un objet répondant à cette problématique à l’échelle industrielle.

Largement en amont de cette industrialisation, l’objectif du stage proposé est de concevoir une unité de

production d’énergie (chaleur et/ou électricité) permettant le captage du CO2. Ce travail pourrait se faire en plusieurs étapes :

- 1 : sur la base d’une revue bibliographique, faire l’inventaire des procédés physiques et/ou chimiques

permettant le captage du CO2 en leur associant un besoin en énergie (chaleur basse température, chaleur haute température, électricité, etc.) et un rendement énergétique.

- 2 : proposer un concept de réacteur dédié à alimenter en énergie les procédés identifiés dans l’étape 1. Des réacteurs de type Small Modular Reactor pourront être privilégiés du fait de leur possible implantation à

proximité de sites industriels fortement émetteurs de CO2. Selon les niveaux de températures requis et l'énergie thermique nécessaire (qui devrait être relativement importante), des procédés de récupération de la chaleur fatale des réacteurs seront préférés pour améliorer l'efficacité énergétique globale de l'installation sans nuire à son rendement économique. - 3 : une fois les objectifs précisés et le concept de réacteur fixé, un cycle de conversion d’énergie adapté sera proposé puis étudié, notamment à l’aide du logiciel CYCLOP, dans le but de déterminer et d’optimiser le rendement effectif de l’installation. Une attention particulière sera portée sur la quantification de l’efficacité de ces premières esquisses d’installations de

décarbonation, selon des critères à déterminer (tonnes de CO2 captées et/ou valorisées par an, empreinte au sol, etc.). Une première évaluation de la rentabilité économique et énergétique est également attendue pour conforter ou infirmer l’intérêt d’une telle installation dans le mix énergétique des prochaines décennies. Si la technologie proposée à l’issue de ces travaux s’avère prometteuse, de futures études de R&D visant à caractériser plus finement l’esquisse proposée pour répondre à l’enjeu de la diminution des émissions de CO2 anthropiques pourraient être engagées à la suite du stage. Une intégration de ces procédés au sein d'une plateforme multivecteur (électricité, chaleur, hydrogène, CO2), pourrait par exemple être envisagée.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6mois Rhône 02 Méthode/logiciel : CYCLOPBibliographie, dessin et Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

– optimisation de cycles thermodynamiques Contact :Jean-Batiste Droin([email protected] ) Mots-clés : Technico-économie Philippe Amphoux ([email protected] )

ESI ESI 60 S Evaluation d’un critère basé sur la densité d’énergie de déformation pour prédire la rupture des gaines des crayons combustibles avec le code CATHARE

Dans le domaine de la sûreté nucléaire, il existe plusieurs critères permettant de prédire la rupture des gaines des crayons combustibles des réacteurs à eau pressurisée (REP). Classiquement, une association d'un critère de rupture et d'un critère de déformation est utilisée au sein du code CATHARE. D'autres méthodes existent, en particulier une basée sur la densité d'énergie de déformation (DED) mise en jeu au niveau de la gaine du crayon combustible. Le stage a pour but d'évaluer l'application d'un critère de type DED au code CATHARE sur un transitoire d'intérêt pour les REP.

L'articulation de ce stage de 6 mois se fera de la façon suivante :

- Dans un premier temps, l'étudiant(e) s'attachera à mener une étude bibliographique de qualité, permettant de mieux cerner le sujet

- Ensuite, il s'agira de prendre en main le code CATHARE et pour cela le transitoire d'intérêt sera d'abord étudié en utilisant les modèles classiques de rupture.

- L'étudiant(e) identifiera ensuite les zones du code de calcul à modifier afin d'introduire un nouveau critère permettant de prédire la rupture de gaine des crayons, et introduira un modèle de type DED.

- Une analyse de l'impact de la modification du critère sera ensuite menée.

Tout au long de ces travaux de stage, il faudra avoir un regard critique à la fois sur la modélisation du phénomène et les résultats de calcul obtenus, et ne pas hésiter à apporter de nouvelles idées.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône

Méthode/logiciel : Environnement Linux, rédaction Unité concernée : IRESNE/DER/SESI 03

sous LaTeX, Python, c++ Utilisation de codes de calcul Contact :Laura Matteo ([email protected]) - (CATHARE) Océane Bizeau (océ[email protected]) Mots-clés :Etudes, simulations numériques

61 SESI SESI Modélisation de l’écoulement en circulation naturelle d'un système passif d’Évacuation de la Puissance Résiduelle dans un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium

Le Laboratoire de pré-Conception et d'Optimisation des Systèmes (LCOS) au sein du Service d'Étude des Systèmes Innovants (SESI) a pour mission la préconception et l’optimisation (au sens performances versus exigences de sûreté, contraintes économiques, Facteur Humain, etc.) de systèmes nucléaires de tous types. Les systèmes étudiés peuvent être plus ou moins complexes et ce jusqu’au remontage complet d’un réacteur. Ces études ou évaluations intègrent le fonctionnement et la sûreté de systèmes nucléaires. Le refroidissement du combustible est une des fonctions de sûreté à assurer dans un réacteur lors du fonctionnement normal comme en cas d'accident. Dans un scénario de MdTG (Manque de Tension Généralisé) de type Fukushima, les systèmes d'EPuR (Evacuation de la Puissance Résiduelle) alimentés par les auxiliaires électriques ne peuvent plus accomplir leur fonction de refroidissement. Pour remédier au manque total d'électricité, un système d'EPuR passif a été préconçu. Un tel système évacue la chaleur uniquement par l’extérieur de la cuve primaire et exclusivement par son rayonnement. Un premier remontage du système et de sa source froide finale a été effectué avec des outils simplifiés, afin être embarqué dans un SMR RNR-Na (Small Modular Reactor à Neutrons Rapides, refroidi au sodium), de manière à assurer la fonction d'EPuR de manière passive pour une durée d'environ 3 jours. Dans ce contexte, le stage a comme objectif de modéliser l'amorçage de la convection naturelle à l'intérieur du circuit de refroidissement externe de la cuve principale. Pour ce faire l'OCS (Outil de Calcul Scientifique) CATHARE (Code Avancé de THermohydraulique pour les Accidents des Réacteurs à Eau, également adapté à d'autres fluides réfrigérants tels que le sodium) sera utilisé pour faire une étude thermohydraulique complète du système. L'objectif est de pouvoir tester le comportement passif du système d'EPuR ATCP (A Travers la Cuve Primaire) et de pouvoir éventuellement faire un retour sur la conception post-modélisation.

Le travail de stage pourra être organisé selon les étapes suivantes : - bibliographie générale sur les RNR-Na ; - prise en main de l'outil de calcul thermohydraulique CATHARE (code de référence pour les études de sûreté des REP (Réacteurs à Eau sous Pression) en France) et de la modélisation existante d'un RNR-Na avec cet outil ; - création d'une première géométrie du système EPuR ATCP dans son état de conception actuel ; - simulation et analyse d'un transitoire de MdTG ; - retour sur la conception du système d'EPuR ATCP.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6mois Rhône

04 Méthode/logiciel :Simulation numérique, analyse Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- physique Unix, Linux, CATHARE 3, Excel Contact :Alessandro Pantano Mots-clés :Thermohydraulique, modélisation, SMR, RNR- ([email protected]) Na

ESI ESI 62 S Calcul multiphysique d’un accident de RIB à l’échelle du faisceau d’aiguille

La technologie des réacteurs à neutrons rapides La remontée intempestive d'une de ces barres (RIB) refroidis au sodium (RNR-Na) figure parmi les six liée à une erreur humaine ou un dysfonctionnement concepts de réacteur retenus dans le cadre du forum technique entraîne une insertion locale de réactivité international Génération IV. La démarche de qui augmente d'une part la puissance locale des conception associée repose sur l'amélioration de la assemblages voisins de la barre en défaut et d'autre sûreté, de la gestion des ressources naturelles et enfin part la puissance globale du réacteur. Cet incident en l'optimisation des performances économiques. tant qu'initiateur potentiel d'une fusion locale du L'exploitation des réacteurs rapides Phénix et Super- combustible nécessite la mise-en-place d'une Phénix [1975 - 2010] a permis à la France de méthodologie d'évaluation de sûreté adaptée faisant développer un retour d'expérience notable vis-à-vis des intervenir plusieurs disciplines physiques couplées technologies associées à la filière des RNR-Na. Ces comme la neutronique, la thermomécanique du réacteurs permettent d'optimiser d'une part combustible ainsi que la thermohydraulique. l'utilisation des combustibles MOX grâce notamment au cycle de régénération (U238, Pu239) et d'autre part La caractérisation fine de ce type de transitoires multi- le rendement thermodynamique de l'installation grâce échelles (échelle globale cœur -> échelle locale au au fluide caloporteur, le sodium, qui supporte de haute niveau d'une aiguille) nécessite le développement de température de fonctionnement. méthodologie d'analyse ad'hoc. Ceci fait l'objet d'une thèse actuellement en cours au sein du laboratoire Le contrôle de la réactivité et de la puissance du cœur (DER/SESI/LCOS). dans ce type de réacteur s'effectue au moyen d'assemblages de contrôles mobiles contenant des Le présent stage, en lien avec la thèse, s'intéressera à absorbants neutroniques actifs en spectre rapide (B10). une modélisation couplée à l'échelle très locale du Ces barres de commande, partiellement insérées dans faisceau d'aiguilles combustibles des assemblages les le cœur en régime de fonctionnement nominal, ont la plus impactées par le transitoire de RIB. Un modèle fonction de sûreté de maîtriser et arrêter la réaction en neutronique à l'échelle du faisceau d'aiguilles sera chaine en cas de problème. proposé puis étudié à l'aide du code de neutronique APOLLO3 développé au DM2S/SERMA. Le code de thermohydraulique sous-canal TRIOMC, développé au DM2S/STMF, sera utilisé quant-à-lui pour quantifier les augmentations locales de température du caloporteur et du combustible au sein du faisceau d'aiguilles. Un schéma de couplage permettant une utilisation couplée des codes APOLLO3 et TRIOMC sera réalisé notamment au travers de l'interface de couplage multiphysique ICoCo (C++/Python) développée par le DM2S/STMF. Dans un premier temps, le schéma de couplage proposé sera testé en supposant une évolution de puissance imposée issue d'un calcul cœur complet. L'amélioration de la partie "cinétique" du schéma pourra être évaluée au cours du stage si le temps le permet. Enfin, des calculs GERMINAL v2 seront réalisés afin de caractériser le comportement thermomécanique des aiguilles combustibles lors du transitoire de RIB notamment vis-à-vis de l’estimation des risques de fusion du combustible et de rupture de gaine.

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel :informatique Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

C++, Python, APOLLO3, TRIOMC, GERMINAL, Matlab Contact : Vincent Pascal ([email protected]) 05 Mots-clés :Neutronique, Thermohydraulique, - Combustible, Informatique

63 SESI Étude de la manœuvrabilité d'un Small Modular Reactor (SMR) fonctionnant en circulation naturelle

Au vu des objectifs actuels de réduction des émissions de CO2, le nucléaire apparaît comme une solution crédible pour produire de l'électricité. Initialement dédiés aux marchés isolés, les petits réacteurs (SMR) pourraient être compétitifs face aux réacteurs de forte puissance grâce à la production en série de leurs composants et aux innovations rendues possibles par leur faible puissance. Parmi les concepts de SMR, plusieurs proposent de simplifier le circuit primaire en supprimant les pompes. De tels SMR, fonctionnent grâce à la circulation naturelle.

Le Laboratoire de pré-Conception et d'Optimisation des Systèmes (LCOS) au sein du Service d'Étude des Systèmes Innovants (SESI) est associé au développement d'un SMR français. Dans ce cadre, il est nécessaire de comprendre le fonctionnement et les avantages compétitifs des autres SMR. Pour fonctionner au sein d'un réseau électrique comprenant des énergies renouvelables non pilotables (solaire, éolien, etc.), les réacteurs nucléaires doivent être capables d'adapter leur puissance en fonction de la production des autres sources et de la demande d'électricité. Le fonctionnement en circulation naturelle a un impact fort sur le caractère pilotable d'un réacteur puisque le débit du circuit primaire n'est pas directement maîtrisable grâce à une pompe.

Le stage aura pour objectif de simuler et de comprendre comment fonctionnent les transitoires de puissance sur un SMR fonctionnant en circulation naturelle. Pour cela, le stage s'articulera en plusieurs phases. Tout d'abord, il faudra prendre en main les principes de fonctionnement des SMR en circulation naturelle. Après une découverte du code de thermohydraulique CATHARE, le stagiaire aura la tâche de simuler un SMR représentatif (le réacteur Nuscale par exemple). Les conséquences des changements de puissance du cœur sur les paramètres physiques de l'eau du circuit primaire seront particulièrement analysées (températures et débit notamment).

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage :6 mois Rhône

06 Méthode/logiciel :Simulation informatique Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- Environnement Linux, CATHARE, Excel Contact :Clément Liegead ([email protected]) Mots-clés :Nucléaire, modélisation, SMR

ESI ESI 64 S Évaluation technico-économique des nouveaux concepts de SMR RNR-Na

Le Laboratoire de pré-Conception et d'Optimisation des Le travail de stage pourra être organisé selon les étapes Systèmes (LCOS) au sein du Service d'Étude des suivantes : Systèmes Innovants (SESI) a pour mission la préconception et l’optimisation (au sens performances - bibliographie générales sur les RNR-Na ; versus exigences de sûreté, contraintes économiques, - bibliographie sur les aspects de base d'économie pour Facteur Humain, etc.) de systèmes nucléaires de tous pouvoir effectuer une évaluation des coûts ; types. Les systèmes étudiés peuvent être plus ou moins complexes et ce jusqu’au remontage complet d’un - évaluations des coûts d'un concept de RNR-Na. réacteur. Ces études ou évaluations intègrent le The Laboratory of Pre-Design and Systems Optimization fonctionnement, la sûreté et l'évaluation économique (LCOS) inside the Innovative System Section (SESI) de systèmes nucléaires. works on the pre-design and optimization Les nouveaux concepts de SMR à neutrons rapides, à (performances, safety, economics and human factor) of caloporteur sodium (RNR-Na), sont caractérisés par un all kinds of nuclear safety systems. The considered haut degré d'innovations afin d'en améliorer la sûreté, systems can be more or less complex, from the smaller leurs performances et la souplesse d'exploitation. scale of a single component to the one of a reactor. Malgré les avantages de la filière (réduction des These studies integrate the reactor operation, safety déchets, rendement thermodynamique plus élevé, non- and economics. prolifération, sûreté accrue), le coût d'investissement The new designs of sodium cooled fast SMR (SMR-SFR) d'un RNR-Na est plus élevé de 30-50% par rapport à are characterized by a high degree of innovation to celui d'un REP. Pour cette raison, une analyse des coûts boost the safety, performances and flexibility in doit aussi être effectuée dans le cadre de la conception operation. Despite advantages of the SFR (waste d'un RNR-Na, afin d'atteindre un design qui soit minimization, higher thermodynamic efficiency, compétitif du point de vue technique et économique reduction of proliferation risks, improved safety aussi. features), the investment cost of an SFR is 30-50% Dans ce contexte, le travail de stage contribuera à higher than the one of a PWR. For this reason, a cost l'évaluation technico-économique des nouveaux analysis should be carried out during a design of a SFR, concepts de SMR RNR-Na, afin de fournir un aide à la in order to attain a design that could be competitive in conception. the technical and economical point of view. In this context, the work carried out during the internship will contribute to the technical-economical evaluation of new designs of SMR-SFR. The internship can be divided in the following steps : - General bibliography on SFR ; - Bibliography about the basic aspects of economics in order to perform an economical evaluation ; - Cost evaluation of a design of SFR.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel : Évaluation technico-économique à Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

partir de données de départ, calculs de base sur Excel Contact :Alessandro Pantano 07 Windows, Excel, VBA ([email protected]) - Mots-clés :Économie, SMR, RNR-Na

65 SESI Études comparatives de modules neutroniques pour un code accidents graves sur RNR-Na

Le LEMS (Laboratoire d’Études et Modélisations des Systèmes) a pour mission de réaliser des études détaillées sur des systèmes nucléaires. Les compétences de ce laboratoire sont pluridisciplinaires: thermohydraulique, physique des accidents graves, énergétique, thermomécanique, statistique / traitement des incertitudes. L'équipe Accident Grave du DER/SESI/LEMS travaille avec différents outils de calculs physiques permettant de décrire les transitoires accidentels pouvant intervenir dans un réacteur. Un de ces outils est le code SIMMER. C'est un code mécaniste complexe, qui couple une neutronique spatiale et une thermohydraulique classique de type Navier-Stokes. Il permet de modéliser l'ensemble du déroulement des accidents graves (accidents avec dégradation du cœur) pour les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na). Son module de neutronique, défini à partir de bibliothèques de sections efficaces et de groupes d’énergie, calcule une nappe de flux pour la géométrie étudiée, et en déduit une puissance nucléaire à déposer dans les fluides et structures alentour. Le travail proposé lors de ce stage est de réaliser la comparaison entre deux modules neutroniques du code SIMMER-V (THREEDANT et PARTISN) utilisés dans des simulations 3D pour un cœur ASTRID à faible effet vidange (CFV) sur des transitoires d'insertion de réactivité non protégée (UTOP) et de bouchage instantané d'un assemblage non protégé (USAF). L'ensemble du stage sera décomposé en plusieurs étapes successives: - La prise en main de SIMMER-V et du jeu de données ASTRID CFV 3D. - Les simulations SIMMER-V de transitoires UTOP et USAF avec le module THREEDANT pour l'obtention de résultats de référence. - Les mêmes simulations avec l'utilisation du module PARTISN (module permettant la parallélisation du calcul neutronique) et la comparaison des résultats. - Une création de cas tests (géométrie simple) pour caractériser les différences entre ces deux modules. - Si l'avancée du stage le permet, une étude de sensibilité des paramètres du coeur sur les résultats SIMMER-V avec module PARTISN. Ce stage requiert une bonne connaissance des comportements thermohydraulique et neutronique du cœur ainsi que l'utilisation de codes de simulations numériques. Des compétences sur l'utilisation d'un système d'exploitation UNIX sont aussi requises (les calculs seront réalisés sur supercalculateur).

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône

08 Méthode/logiciel :code SIMMER-V Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- Unix, Fortran, SIMMER-V Contact :Sophie Bajard ([email protected]) Mots-clés :Thermohydraulique, neutronique, simulations Sacha Ranc ([email protected]) numériques

ESI ESI 66 S Prise en compte de phénomènes multiphysiques dans un réacteur nucléaire de génération IV

Le LEMS (Laboratoire d'Etudes et Modélisations des Cependant, certaines données ou modèles mis en jeu Systèmes) a pour mission de réaliser des études font l'objet d'incertitudes. Par exemple : détaillées sur des systèmes nucléaires, notamment dans le domaine de la thermohydraulique. - afin d'avoir un temps de calcul plus faible et une modélisation simplifiée, on regroupe plusieurs Le travail concerné s'inscrit dans le programme de R&D assemblages combustible ensemble et on leur affecte sur les Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au des propriétés moyennes ; sodium (RNR-Na). Le laboratoire a construit une modélisation du cœur et du circuit primaire de ce type - le coefficient hgap est considéré constant au cours du de réacteur, avec le code CATHARE (Code Avancé de temps dans le calcul CATHARE alors que ce n'est pas le THermohydraulique pour les Accidents des Réacteurs à cas en réalité ; Eau également adapté à d'autres fluides). L'interaction - il faut parfois effectuer un prétraitement sur certaines couplée de plusieurs phénomènes physiques données d'entrée afin de les adapter au modèle (thermohydraulique, thermomécanique, neutronique) CATHARE dans lequel elles interviennent, ou un implique la fourniture de données d'entrée provenant ajustement des modèles du code peut s'avérer de services du CEA Cadarache, avec des spécialités nécessaire. différentes. Les données thermomécaniques (ancrage et coefficient d'échange thermique hgap pastille/gaine) L'objectif du stage est d'estimer l'impact des sont notamment calculées par un code de calcul de hypothèses prises en compte sur les résultats de calcul référence pour le combustible (GERMINAL) et sont et de proposer des améliorations pour consolider la ensuite insérées dans le Jeu De Données CATHARE. modélisation d'un cœur de RNR-Na. Ce travail pourra L'objectif est d'obtenir une température au sein du être décliné selon les étapes suivantes : combustible la plus réaliste possible, celle-ci étant - prise en main du code de calcul thermohydraulique prépondérante pour l'effet Doppler. CATHARE et de la modélisation existante d'un RNR-Na ; - quantification de l'impact (écarts de température, réactivité neutronique, etc.) des choix de modélisation sur les résultats de calcul en régimes permanent et transitoire ; - proposition d'une méthodologie de mise en place des données d'entrée thermomécaniques ou éventuellement modifications/adaptations de modèles confortées par les analyses précédentes.

Ce stage nécessite des compétences principalement en thermohydraulique et en thermique. Des connaissances en neutronique et en thermomécanique sont un plus, mais ne sont pas indispensables

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel : Code CATHARE Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

Linux (commandes de base), éventuellement Python, Contact : Sophie Bajard ([email protected]) 09 shell, etc. ATHARE - Fortran - Word - Mots-clés :Simulation numérique, thermique

67 SESI Approche de type Local Defect Correction pour le couplage CATHARE / CFD

Contexte du sujet : Le Service d'Études des Systèmes Innovants (SESI) a vocation à réaliser l'étude des futurs réacteurs de 3ème et 4ème générations. Ces études, toujours plus complexes, nécessitent en particulier de coupler un code système (décrivant la chaudière dans sa globalité, ici CATHARE) avec des codes de CFD (décrivant le comportement thermohydraulique local). Il est de prime importance pour le SESI de disposer et de maîtriser des outils robustes et performants pour réaliser ces couplages. Dans ce cadre, le CEA développe l'outil de couplage système / composant / CFD nommé MATHYS. A l'aide de cet outil, des modélisations couplées sont réalisées pour des simulations d'essais expérimentaux ou de calculs réacteur.

Description du sujet : La méthode de couplage itérative CATHARE / CFD de MATHYS repose sur un recouvrement partiel du domaine de calcul : CATHARE calcule l'ensemble du système réacteur et le code CFD calcule uniquement une portion de ce domaine (sous-domaine). Ces itérations requièrent des conditions aux limites couplées pour la CFD et des rétroactions de la CFD dans CATHARE afin de concourir à des résultats cohérents. La méthode actuelle de couplage est basée sur un forçage en pression aux bornes du sous-domaine. On désire consolider l'évaluation des potentialités de la méthode de couplage Local Defect Correction (LDC) qui permet de formuler mathématiquement un forçage sur le sous-domaine pour l'ensemble des variables du problème.

Déroulement : Stage de fin d'études débutant au premier trimestre 2021 : le travail consiste en un premier temps à s'approprier le contexte et la méthode LDC. Puis, dans un second temps, à partir du système logiciel actuel comportant déjà une implémentation de la méthode LDC, il consiste à vérifier, valider et, si nécessaire, améliorer la méthodologie à travers des cas simples de vérification jusqu'à des cas plus complexes de simulations en contexte réacteur.

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône

10 Méthode/logiciel :Code CATHARE - Code MATHYS Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- Linux (commandes de base), CATHARE - MATHYS - Contact : Michel Belliard ([email protected]) C++/Fortran - Latex Mots-clés :simulation, thermohydraulique

ESI ESI 68 S Study of impact of particle-flow modeling in SIMMER code on severe accident transient in SFR core The internship will be carried out in LEMS (Laboratory for Studies and Modeling of Systems). LEMS is responsible for carrying out detailed studies on nuclear systems. The skills of this laboratory are multidisciplinary: thermalhydraulics, physics of severe accidents, thermo-mechanics, statistics and uncertainty calculations. The DER/SESI/LEMS Severe Accident team works with different physical calculation tools to describe accident transients that can occur in a reactor. Under the research and development of Generation IV Sodium-cooled Fast Reactors (SFR), the domain of severe accident is addressed with high priority in the context of improved safety requirements. To comply with enhanced safety standards, severe accident prevention and mitigation strategies are developed. In the French frame of SFR research, a low-void worth core (CFV) configuration with an innovative mitigation strategy are investigated. The mitigation consists of transfer tubes and a core catcher. The transfer tubes are dedicated to discharge molten fissile materials from the high reactivity core center region and to guide them towards the core catcher where long-term cooling and sub-critical state can be assured. The theoretical demonstration of the mitigation performance is currently based on the best-estimate calculations with the mechanistic reference computer code SIMMER. SIMMER is an advanced two-dimensional and three- dimensional safety analysis code series dedicated to investigate postulated core disruptive accidents in liquid- metal cooled fast reactors. Previous reactor calculations on severe accident scenarios in low energetic CFV core with mitigation strategy have demonstrated that the discharge of degraded core inventory via transfer tubes may be efficient. However, SIMMER simulations highlighted uncertainties linked to degraded core motion, in particular solid debris components, inside the transfer tubes. For the analysis of solid particle dynamics in the code, extensive model development and validation efforts have been launched. As a result of this, new improved models are implemented into SIMMER. The aim of this internship is to evaluate the effect of the new models on integral reactor severe accident progression and perform a sensitivity study on some model parameters. In this context, the work includes: • The deep understanding of SRF characteristics, CFV core concept and the mitigation strategy • Getting familiar with SIMMER code (severe accident code features, basic modelling options), completing the input deck for whole CFV core calculation and performing the simulation of an unprotected loss of flow transient with the mitigation strategy • Phenomenological investigation of the accident evolution from the beginning of the transient till accident termination (with main parameters being pressure/temperature/reactivity evolution, degradation processes, mass of discharged materials and extraction time) • Basic understanding of recent model improvements in SIMMER related to the momentum equation of solid debris and the simulation of the same transient with the improved SIMMER version • Comparative study of the reference and the improved SIMMER predicted accident evolution • Sensitivity study on some model parameters The internship student is required to have a rigorous phenomenological approach and basic numerical competence. The final report will be written in English.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel : Unix, Fotran SIMMER-V Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

Mots-clés : Thermohydraulique, neutronique, Contact : Eszter Csengeri ([email protected]) 11 simulations numériques -

69 SESI Etude CFD de l'injection de vapeur d'eau pour un dans un réservoir du système de sûreté de Réacteur à Eau Pressurisée

Le CEA étudie les systèmes passifs envisagés pour les futurs Réacteurs à Eau Pressurisée. Le SESI (Service d’Études des Systèmes Innovants) réalise plus particulièrement ces études dans le domaine de la thermohydraulique, notamment sur un système passif qui permettrait de refroidir le cœur du réacteur suite à brèche localisée sur le circuit primaire. Le principe de ce système appelé ADS (Atmosphère Discharge System) consiste à forcer la dépressurisation du circuit primaire afin de rallier au plus tôt la pression de l'enceinte du réacteur, ce qui permettrait de refroidir le cœur avec l'eau stockée dans une piscine de stockage appelée IRSWT (In-containment Refueling Water Tank). Cette dépressurisation est réalisée par le transfert de la vapeur d'eau du circuit primaire vers l'IRSWT.

Pour évaluer cette dépressurisation, le transfert de la vapeur d'eau issue du pressuriseur présent sur le circuit primaire vers l'IRSWT sera étudié avec le logiciel NEPTUNE_CFD. L'objectif du stage est de modéliser plus particulièrement l'interaction de la vapeur d'eau à son arrivée dans l'eau liquide de l'IRSWT. Cette modélisation sera appliquée pour plusieurs scénarios accidentels.

Travail à réaliser :

- Prise en main du logiciel de NEPTUNE_CFD ;

- Modélisation du circuit ADS entre le pressuriseur et la piscine IRSWT ;

- Calculs pour différents scénarios accidentels et comparaison avec l'approche système CATHARE.

Formation souhaitée : Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône

12 Méthode/logiciel : Linux (commandes de base), Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- NEPTUNE_CFD Contact : Thierry Cadiou ([email protected]) Mots-clés : Modélisation

ESI ESI 70 S Etude d'équilibre thermodynamique dans un réacteur à sel fondu

Le CNRS et le CEA sont impliqués dans le développement des réacteurs nucléaires de quatrième génération dont le combustible, qui est le siège des réactions de fissions, est dissous dans un sel fondu qui sert aussi de caloporteur (RSF). Le développement de ce concept de réacteur particulièrement innovant est réalisé à l'échelle française et à l'échelle européenne dans le cadre de projets comme EVOL, SAMOFAR et SAMOSAFER dont le dernier est en cours. Ce concept de réacteur faisant partie des réacteurs de quatrième génération, il est développé pour apporter de grandes améliorations par rapport aux réacteurs du parc actuel en terme d'optimisation de l'utilisation des ressources en matières fissiles, de valorisation des déchets et de sûreté nucléaire. L'étude des conséquences d'accidents d'excursions de puissance est le sujet d'une thèse en cours en partenariat entre le CEA et le CNRS, ce stage sera une brique d’intérêt majeur pour les études réalisées dans cette thèse. Les spécificités du concept des RSF nécessitent une approche pluridisciplinaire pour prendre en compte tous les phénomènes lors de l'évaluation des conséquences d'un accident. Du côté de la chimie, il est nécessaire de bien comprendre le comportement des différentes espèces chimiques en cœur, non seulement le sel combustible (chlorure en cycle U/Pu et fluorure en cycle Th/U) mais aussi le comportement des produits de fissions. La connaissance du comportement de ces différentes espèces passe par le calcul de grandeurs telles que la pression de vapeur saturante en fonction de l'évolution de la température. Le LEMS (Laboratoire d’Études et Modélisations des Systèmes) a pour mission de réaliser des études détaillées sur des systèmes nucléaires. Les compétences de ce laboratoire sont pluridisciplinaires: thermohydraulique, physique des accidents graves, énergétique, thermomécanique, statistique / traitement des incertitudes. Le travail de ce stage aura pour objectif de réaliser des calculs d'équilibre thermodynamique par minimisation de l'énergie de Gibbs grâce à un code de calcul d'équilibre thermodynamique (OpenCalphad) et en utilisant la base de données développée au Département de Physico-Chimie (DPC) du CEA. Le stage se fera en collaboration proche avec des personnes du DPC. L'ensemble du stage sera décomposé en plusieurs étapes successives: - Bibliographie sur les RSF - La prise en main de l'outil de calcul - Calculs des équilibres pour plusieurs températures et plusieurs compositions de sel telles que : - Composition fluorure - Composition chlorure - Composition en fonction du taux d'irradiation - Intégration des résultats obtenus dans des codes de calculs permettant de simuler des excursions de puissance.

Ce stage requiert de bonnes connaissances en électrochimie, thermochimie et thermodynamique pour analyser les résultats donnés par les codes de calcul. Ce stage sera un point d'entrée pour une potentielle poursuite en thèse au Service de Physique des réacteurs et du Cycle (SPRC) portant sur l'étude du comportement chimique du sel combustible au cours de la vie du réacteur.

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel : code OpenCalphad Unix, python Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

Mots-clés : Chimie des sels fondus, Thermodynamique Contact : Frédéric Bertrand ([email protected]) 13 Thibault Lemeute ([email protected]) -

71 SESI Validation de modèles 3D pour l'étude de transitoire accidentel dans un RNR-Na avec le code CATHARE

Le laboratoire dans lequel est proposé le stage a pour mission de réaliser les études détaillées de systèmes nucléaires dans les grands domaines de la simulation et en particulier de la thermohydraulique. Dans ce cadre, des études de sureté sont effectuées en support au futur réacteur prototype de 4ème génération ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) refroidi au sodium.

La modélisation des grands collecteurs dans un RNR-Na est particulièrement importante lors de transitoires accidentelles impliquant des phénomènes de convection naturelle. Actuellement, un couplage multi-échelle est effectué mais des pistes de simplifications sont envisagées, telles que les modèles 3D du code de thérmohydraulique CATHARE.

Le stage portera sur la validation de modèles 3D avec le code CATHARE. Le stagiaire devra :

- Prendre en main le code CATHARE et son module 3D ;

- Comprendre les phénomènes en jeu lors d'un transitoire de perte de débit primaire ;

- Modéliser un cas expérimental avec le module 3D de CATHARE ;

- Interpréter les résultats issus des calculs et les évaluer la performance du modèle.

Un bon niveau à la fois en thermohydraulique et en informatique est nécessaire.

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône

14 Méthode/logiciel :Code CATHARE Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- Linux (commandes de base), CATHARE - Fortran - Word - Contact : Simon Li ([email protected]) Latex Mots-clés :simulation, thermohydraulique

ESI ESI 72 S Études thermohydrauliques pour la validation d'un outil physique paramétrable d'accidents graves en réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium Le LEMS (Laboratoire d’Études et Modélisations des de la phase d'expansion d'un accident grave en RNR-Na Systèmes) a pour mission de réaliser des études (Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium). détaillées sur des systèmes nucléaires innovants. Les compétences de ce laboratoire sont pluridisciplinaires: Le travail proposé dans ce stage s'ancre dans une thermohydraulique, physique des accidents graves, démarche de validation de code par la réalisation énergétique, thermomécanique, statistique / traitement d'études comparatives de résultats d'expériences avec des incertitudes. les résultats de calculs obtenus par l'outil. L'équipe Accident Grave du LEMS travaille avec L'ensemble du stage sera décomposé en plusieurs différents outils de calculs physiques permettant de étapes successives: décrire les transitoires accidentels pouvant intervenir - La prise en main du sujet ; dans un réacteur. Dans le cadre de ces travaux, des outils physiques paramétrables sont développés. Ces - L'étude des expériences les plus adaptées à la outils permettent de modéliser la physique gouvernant validation de différentes physiques implémentées dans le transitoire simulé de façon moins coûteuse que les l'outil ; codes mécanistes SIMMER ou SAS4A, Ils sont utilisés - La prise en main de l'outil de calcul MOREINa ; dans la démarche de sûreté en conception pour prendre en compte l'effet de variabilité des scénarios et, couplés - Les simulations des transitoires de l'expérience avec à des méthodes statistiques, ils permettent d'évaluer MOREINa ; l'impact des incertitudes du scénario sur les résultats obtenus. - La création d'une base de cas-tests permettant de valider MOREINa ; Un de ces outils physique paramétrable en cours de développement, MOREINa (Model of vapOR Expansion - Si l'avancée du stage le permet, une étude de and fuel-coolant Interaction in sodium cooled fast sensibilité sera faite pour mettre en évidence les reactor), permet de modéliser la formation et la paramètres influant le transitoire dans MOREINa. détente rapide d'une bulle polyphasique en 0D- multizone pour évaluer les conséquences mécaniques Ce stage requiert une bonne connaissance des comportements thermohydraulique du cœur ainsi que l'utilisation de codes de simulations numériques. Des compétences sur l'utilisation du language Python ainsi que d'un système d'exploitation UNIX sont aussi requises.

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois Rhône Méthode/logiciel : outil de calcul physico-statistique, Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

expériences SGI, expériences MARA, EXCOBULLE, Contact : Aude Mouly ([email protected] ) 15 experiences CORECT II Unix, Python, MOREINa - Mots-clés :Thermohydraulique, simulations numériques

73 SESI Modélisation CFD d'un Réacteur Rapide refroidi au Sodium disposant d’assemblages perforés en situation de bouchage total instantané

Le CEA réalise des études sur les réacteurs rapides refroidis au sodium avec l'objectif d'améliorer leur sûreté intrinsèque. Vis-à-vis de la situation de bouchage total intempestif d'un des assemblages combustible du cœur, une voie prometteuse met en évidence l’intérêt à opérer des ouvertures sur l'enveloppe externe appelée tube hexagonal. Au cours de ce stage, il est proposé d'évaluer, suite à cette modification, le comportement thermohydraulique du réacteur en régime nominal et son évolution suite au bouchage d'un de ses assemblages ainsi que la période transitoire entre ces deux situations. L'objectif recherché est de détecter au plus tôt cette situation afin de mieux refroidir le cœur du réacteur.

Travail à réaliser :

- Prise en main du logiciel de TRIO-CFD ; - Modélisation de la région du cœur du réacteur et du collecteur chaud situé au-dessus ; - Calcul en régime nominal et transitoire ; - Optimisation des ouvertures sur le tube hexagonal de l'assemblage.

Formation souhaitée :Ingénieur/Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage :6 mois Rhône

16 Méthode/logiciel :Linux (commandes de base), TRIO-CFD Unité concernée : IRESNE/DER/SESI

- Mots-clés :Modélisation Contact : Thierry Cadiou ([email protected])

ESI ESI 74 S SA3E

SETC DEC 75 SESC

LCPC

LARC SA3E LAMIR

SETC DEC LCU SESC

77

Frittage SPS de nanopoudres d’UO2

La technique de densification par passage d’un Le travail sera constitué d’une partie expérimentale courant pulsé à travers un lit de poudre comprimé et d’une partie analyse de résultats, et pourra aboutir (Spark Plasma Sintering, SPS) est un procédé innovant à la rédaction d’une publication scientifique. Le stage de frittage qui se développe de plus en plus dans sera réalisé en partie dans un laboratoire du centre l’industrie des céramiques. Par rapport au procédé de CEA de Cadarache et en partie dans un laboratoire du frittage classique, ce procédé permet d’obtenir des Joint Research Center de Karlsruhe (Allemagne). taux de densification élevés dans un temps très court Plus spécifiquement le programme de stage est le et donc de limiter des modifications suivant : microstructurales dans le matériau, telles que le grossissement granulaire. Ce procédé est - Synthèse de poudre par décomposition hydrothermale d’oxalate d’uranium particulièrement adapté pour obtenir des céramiques nanostructurées. - Traitement thermique des poudres pour obtenir différentes tailles de grains Le combustible nucléaire classiquement utilisé dans - Caractérisation physicochimique des poudres (MEB, les réacteurs nucléaires français est le dioxyde DRX, ATG) d’uranium UO2 obtenu par frittage naturel [1]. Le procédé de frittage SPS est une voie alternative pour - Essais de frittage SPS à différentes pressions et vitesses de chauffage : application des méthodes obtenir des combustibles présentant des tailles de définies pour calculer Qact, n et m grains contrôlées. Pour cela on s’intéresse aux mécanismes de densification par SPS de UO , en - Caractérisation physicochimique des céramiques 2 (Densité, MEB, DRX) particulier au calcul de l’énergie d’activation du frittage Qact, le facteur de contrainte n et le facteur - Analyse des données : Construction des courbes SPS de taille de grains m, en fonction de la taille de grains et interprétation

de la poudre d’ UO2. - Rédaction d’un article et du rapport de fin de stage L’objectif du stage est donc d’élaborer des poudres Le stage sera réalisé en partie dans un laboratoire du d’UO2 présentant différentes tailles de grains puis de centre CEA de Cadarache et en partie dans un réaliser des essais de frittage SPS de ces poudres. Ce laboratoire du Joint Research Center de Karlsruhe travail s’appuiera sur une première étude réalisée sur (Allemagne). Les frais de déplacement seront pris en une poudre commerciale [2]. charge par le CEA et les frais de logement seront en partie subventionnés par le CEA. Le profil du candidat recherché est un master Matériaux ou une école d’ingénieur Matériaux, intéressé par une poursuite en thèse. Le candidat doit posséder de bonnes bases en anglais.

[1] P. Dehaudt, L. Bourgeois, H. Chevrel, Activation energy of UO2 and UO2+x sintering, Journal of Nuclear Materials. 299 (2001) 250–259. https://doi.org/10.1016/S0022- 3115(01)00661-4.

[2] L. Balice, M. Cologna, F. Audubert, J.-L. Hazemann, Densification mechanisms of UO2 consolidated by spark plasma sintering, Journal of the European Ceramic Society. (2020). https://doi.org/10.1016/j.jeurceramsoc.2020.07.002.

Formation souhaitée :Sciences des matériaux Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Durée du stage :6 mois Rhône 01 Méthode/logiciel :DRX, MEB/EDS, Excel ou Origin Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E Mots-clés :Matériaux, physique du solide Contact : Fabienne Audubert ([email protected]) –

79 A3E S Etude expérimentale et simulation du broyage de particules

Ce stage consiste à apporter des éléments de validation des résultats de simulations numériques de broyage de particules dans des tambours tournants obtenus en utilisant la Méthode des Éléments Discrets (DEM) et un modèle de fragmentation Bonded Cell Model (BCM)

Un premier stage sur ce sujet a eu pour objectif de d’apporter une validation expérimentale d’un modèle de fragmentation associé à un code de calcul permettant d’accéder à un bilan énergétique complet à l’échelle d’un broyeur de type tambour tournant simulé.

Lors de ce premier stage, la caractérisation de certains régimes d’écoulement en fonction de différents paramètres (vitesse de rotation, taille des boulets, taux de remplissage de la cuve) a donné des pistes intéressantes pour comprendre les mécanismes physiques entrant en jeu. Ainsi, lors de la rotation du tambour, grâce à un post-traitement des enregistrements permettant d’évaluer les trajectoire, vitesse, accélération des particules ou des boulets s’écoulant au sein du tambour à chaque instant, les différents régimes d’écoulement ont pu être identifiés. D’autre part, des cinétiques de broyage ont pu être déterminées via l’évolution de caractéristiques physiques d’un matériau au cours du broyage et en fonction de certains paramètres expérimentaux. Malgré l’intérêt de ce type d’approche, il n’a néanmoins pas été possible de valider complètement les résultats de simulation compte tenu d’un matériau expérimental ayant des propriétés de fragmentation différentes de celles prises en compte dans la simulation.

De même que le stage précédent, ce stage aura pour objectif d’associer expérimentation et simulation afin d’une part, de simuler en 3D l’écoulement de particules dans un tambour tournant, d’autre part de valider complètement les simulations numériques du broyage via l’étude de l’évolution des caractéristiques physiques des particules d’un matériau modèle. Ainsi, à partir de vidéos de l’écoulement de particules ou boulets dans un tambour, enregistrées lors du premier stage, la première partie de cette étude sera consacrée à la comparaison des résultats expérimentaux avec ceux d’une simulation de l’écoulement de sphères en 3D. Les cinétiques de broyage mesurées expérimentalement lors du premier stage pour différentes combinaisons de paramètres procédés pourront être comparées avec des résultats numériques. Les simulations seront réalisées en 2D, la comparaison directe des valeurs restera donc qualitative mais l'objectif sera d'étudier les tendances d’évolution des paramètres (surface spécifique, taille moyenne des particules…). Par ailleurs, il pourra être intéressant de compléter les acquisitions expérimentales à l’aide d’un matériau modèle différent de celui sélectionné dans le stage précédent afin de pouvoir disposer d’un matériau dont la cohésion interne est mieux maitrisée. Ce nouveau matériau modèle permettra de se rapprocher ainsi un peu plus des propriétés mécaniques des particules considérées dans les simulations.

Ce stage sera effectué dans les locaux de l’Unité Mixte de Recherche IATE (INRAE) à Montpellier dans le cadre d'une collaboration avec le CEA.

Formation souhaitée : ingénieur ou master en sciences de Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- l’ingénieur (génie des procédés, physique ou mécanique).

02 Rhône

Durée du stage : 6 à 7 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E - Méthode/logiciel :Expérimentation sur milieux modèles, Contact : Anne-Charlotte Robisson outils analytiques de caractérisation des poudres et ([email protected]) matériaux modèles, analyse des données, utilisation de codes de calcul développés au laboratoire

A3E A3E Mots-clés :Mécanique et thermique 80 S Caractérisations mécaniques de particules

Les procédés de métallurgie des poudres pour la fabrication des matériaux céramiques nucléaires mettent en œuvre des mélanges de poudres d’oxyde. En plus des principales étapes de fabrication (mélange, broyage, tamisage, pressage frittage), le transport des poudres tout au long des procédés de fabrication constitue une problématique à part entière. Au cours des phases de transfert, en fonction des modes de transport et de la géométrie des conduites, les particules de poudre (agglomérats, granulés) subissent des contraintes variées. Ces contraintes peuvent induire des changements (tels que la fragmentation des particules) et ainsi modifier la granulométrie initiale de la poudre conduisant alors à une évolution de ses propriétés d’écoulement. Une meilleure connaissance des propriétés mécaniques des agglomérats et granulés est donc requise.

Ainsi, l’objectif de ce stage consistera à étudier les propriétés des particules de poudres d’intérêt au moyen d’un micro-indenteur récemment acquis au laboratoire permettant de réaliser des tests de micro- compression de particules comprises entre 10 et 500 µm. Les courbes obtenues (force en fonction du déplacement) permettront de déterminer le mode de déformation des particules ainsi que leur contrainte à la rupture. Ces données seront interprétées en fonction de la taille des particules et selon le mode de préparation des particules étudiées.

Le stage se décomposera en 3 grandes étapes : - étude bibliographique permettant notamment de comprendre les différentes étapes de préparation du milieu granulaire et le fonctionnement d’un indenteur.

- choix puis étude par micro-indentation de poudres « simulantes » (Al2O3, ZrO2 ou CeO2), de morphologie et granulométrie connues : participation à la mise au point du protocole de réalisation des essais, définition d’une méthode d’exploitation des courbes force-déplacement obtenues.

- préparation (brassage et lubrification) puis étude mécanique d’agglomérats d’UO2.

Le stage se basera sur des poudres en cours d’étude au laboratoire. Le stagiaire pourra s’appuyer sur des travaux connexes menés notamment dans le cadre d’une thèse.

Formation souhaitée : Master recherche, Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

d'ingénieur : matériau, mécanique, génie des procédés, Rhône 03 milieux granulaires Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E Durée du stage : 5 à 7 mois Contact : Anne-Charlotte Robisson - Méthode/logiciel :Labview ([email protected]) Mots-clés :Matériaux, physique du solide

81 A3E S Simulation du remplissage et vidange d’une trémie

Les procédés de métallurgie des poudres pour la fabrication des matériaux céramiques nucléaires mettent en œuvre des mélanges de poudres d’oxyde. Outre les principales étapes de fabrication (préparation du milieu granulaire, pressage et frittage), le transport des poudres tout au long des procédés de fabrication constitue une problématique à part entière. Au cours des phases de transfert, les poudres d’oxydes peuvent se ségréger en nature et en taille. Les grosses particules se retrouvent alors au-dessus du tas et les plus denses en dessous. La non-homogénéité du mélange résultante de ce phénomène engendre des hétérogénéités non désirées dans le matériau final et peut conduire à une dégradation de ces propriétés mécaniques et thermiques. Qui plus est, au sein du procédé, ces phénomènes peuvent entrainer le blocage de la poudre à l’intérieur de la trémie et donc l’arrêt de la chaine de fabrication.

Afin de mieux identifier l’origine des phénomènes de ségrégation, l’objectif de ce stage consistera à étudier en simulation, par Méthode des Éléments Discrets, l’influence des caractéristiques de la poudre et du mode de remplissage de la trémie sur la ségrégation et sur la vitesse de vidange.

Le stage se décomposera en 4 grandes étapes: La première s’attachera à faire une recherche bibliographique pour identifier les paramètres de la poudre influant sur la ségrégation et prise en main du code de simulation. La deuxième étape consistera à générer les configurations d’empilements initiaux qui serviront à remplir la trémie. La troisième étape permettra de simuler le remplissage de la trémie à partir des configurations initiales générées à la première étape et en analyser les caractéristiques. Enfin la dernière consistera à simuler la vidange de la trémie et analyser les propriétés de l’écoulement.

Le stage se basera sur des données expérimentales. Le stagiaire pourra s’appuyer sur des études connexes menées notamment dans le cadre d’une thèse alliant expériences et simulations.

Il s'effectuera dans les locaux de l'Université de Technologie de Compiègne.

Formation souhaitée :Master recherche, Ecole d'ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

04 spécialités matériau, milieux granulaires, mécanique Rhône

Durée du stage : 5 à 7 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E - Méthode/logiciel :Méthode des Eléments Discrets Contact : Anne-Charlotte Robisson Mots-clés :Matériaux, physique du solide ([email protected])

A3E A3E 82 S Traitement et analyse d'images de microscopie

La caractérisation du comportement en réacteur des combustibles nucléaires met en œuvre différentes techniques de microscopie (microscopie optique, MEB, MET, ...). Une partie importante de ces examens comporte des étapes de production, manipulation et analyse d'images 2D et d'assemblages d'images 2D formant des images 3D. Des outils logiciels sont utilisés pour réaliser certaines analyses, impliquant des développements de traitements adaptés aux besoins des utilisateurs.

Le but du stage est de développer les outils rendus nécessaires par la montée en puissance des examens 3D et de l'apprentissage automatique. Il s'agira également de re-développer sur d'autres plateformes certains outils précédemment développés sous un logiciel dont la version Windows10 ne permet plus l'utilisation.

Le stage se déroulera au sein d'un laboratoire en pointe dans le domaine des examens de microscopie et de microanalyse. Le candidat sera amené à travailler en collaboration avec les experts et doctorants du laboratoire.

Formation souhaitée : Master 2 ou école d'ingénieur, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Bonne pratique informatique Rhône 05 Durée du stage :5 à 7 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E Méthode/logiciel :FIJI, AVIZO, Java, Python Contact : Jean Noirot ([email protected]) - Mots-clés :Mathématiques, information scientifique, logiciel

83 A3E S Quelle thermo pour buller dans l'UO2?

Lorsqu’il est irradié par des neutrons, le dioxyde d’uranium subit des fissions qui génèrent des produits de fissions qui peuvent être gazeux ou solides. Les produits de fission gazeux peuvent former des bulles à l’intérieur de la céramique de dioxyde d’uranium. Même si la phénoménologie de formation des bulles

de gaz est bien connue dans l’UO2 irradié, les mécanismes associés sont toujours une question en débat. En effet, le fait que les bulles de gaz apparaissent sous irradiation limite la validité des approches classiquement utilisées : la thermodynamique classique n’est plus applicable car on est hors d’équilibre, les méthodes cinétiques utilisent les constantes de réactions dont la valeur sous irradiation n’est pas bien connue. L’objectif du stage est de mettre en place une nouvelle description de la formation des

bulles de gaz dans l’UO2 sous irradiation en utilisant les concepts de la thermodynamique irréversible qui ont émergé au cours des 30 dernières années.

Le candidat travaillera au sein du DEC/SA3E/LAMIR, plus particulièrement en collaboration avec un doctorant dont le sujet de thèse porte sur l’observation expérimentale de la formation des bulles de gaz dans le dioxyde d’uranium. Après une phase de découverte de ce matériau et de son comportement, le candidat devra, dans un premier temps, effectuer une recherche bibliographique sur les concepts proposés ces 30 dernières années pour décrire les phénomènes hors d’équilibre, en partant d’une sélection de documents qui lui sera proposée par son encadrant. Sur la base de cette analyse et après discussion avec son encadrant, il choisira le formalisme qui lui semble le plus adapté pour la description

de la formation de bulles de gaz dans UO2 sous irradiation. Dans un deuxième temps il mettra en œuvre ce formalisme en s’appuyant sur des données thermodynamiques disponibles dans la littérature. La dernière partie du stage consistera en une analyse critique de la modélisation proposée et de sa capacité à être prédictive pour le combustible irradié. On attend du candidat qu’il apporte une attention particulière à la rédaction du rapport qui pourra servir, le cas échéant, de référence pour la poursuite de ses études au CEA. Ce stage, de niveau M2, s’adresse à un candidat ayant une bonne capacité à l’abstraction et intéressé par les concepts de la thermodynamique hors d’équilibre.

Formation souhaitée :Chimie ou Physque du solide - Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

06 Chimie ou Physique théorique Rhône

Durée du stage :5 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E - Méthode/logiciel :rigueur et bon sens Contact : Lionel Desgranges ([email protected]) Mots-clés :Physique de l'état condensé, chimie et nanosciences

A3E A3E 84 S Réalisation d'un montage vidéo

Le stage consiste à réaliser un montage vidéo illustrant le démontage d'un équipement instrumental implanté dans un environnement nucléaire (INB).

Cet instrument est un SIMS (Spectromètre de Masse à Ionisation Secondaire) dédié à l'analyse isotopique sur combustible irradié. Ce type d'équipement est assez inédit dans le monde du nucléaire et son démontage une première.

Le montage vidéo mettra en valeur toutes les étapes liées au démontage mais également à l'installation du nouvel équipement de remplacement.

Le candidat s'appuiera à la fois sur des fichiers 3D sous SOLIDWORKS et sur des clichés photos pris lors des opérations.

Formation souhaitée :Infographisme, Animation, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Montage Rhône 07 Durée du stage :< 6 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SA3E Méthode/logiciel :Maîtrise logiciels vidéo et SolidWorks Contact : Ingrid Roure ([email protected]) - Mots-clés :Valorisation promotion gestion information

85 A3E S

SERVICE D’ETUDES ET DE SIMULATION DU COMPORTEMENT DES COMBUSTIBLES

LSC SA3E LEVA

SESC DEC LM2C SETC LECIM

87

Couplage diffusion/fluage en transitoire

Contexte: La compréhension du comportement de la pastille combustible dans un Réacteur à Eau Pressurisée (REP) est un enjeu majeur dans le cadre de l’optimisation de ses performances et dans celui de la sûreté. Ce comportement est piloté principalement par la mécanique et la physicochimie. En réacteur, ces deux phénomènes sont fortement impactés par l’irradiation (création de dislocations, de bulles de gaz, de lacunes …). Ces phénomènes, pilotés par la diffusion, sont pris en compte dans les codes de calcul pour simuler le comportement de la pastille combustible en réacteur.

Objectifs: L’objectif du stage est de modéliser la partie primaire du fluage diffusion pris en compte dans les modèles. Ce mécanisme, piloté par le gradient de concentration de lacunes induit par le chargement de la structure, permettra un couplage plus fort entre la mécanique et la physicochimie.

Déroulement: 1) Etude bibliographique et prise en main du logiciel éléments finis Cast3M, 2) Proposer une formulation du fluage primaire (résolution des équations de la diffusion) et étudier l’impact du modèle sur le comportement d’un grain par simulation par éléments finis, 3) Programmation de la loi de comportement et simulation des essais disponibles.

Figure: models coupling: thermomechanical (macroscopic scale)

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

01 Recherche Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Méthode/logiciel :Calculs par éléments finis : logiciel Contact : Jean-Marie Gatt ([email protected]) Cast3M. Mots-clés :Mécanique et thermique

ESC ESC 89 S Plasticité cristalline du combustible UO2 : comparaison simulation expérience lors d’un essai de compression sur micro-piliers

Contexte : L’élément combustible des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) appelé « crayon » combustible, est constitué d’un empilement de pastilles cylindriques de combustible entouré d’une gaine métallique qui constitue la première barrière de confinement des matières radioactives. Le CEA, en collaboration avec EDF et Framatome, développe la plateforme logicielle PLEIADES qui permet de simuler, sur la base d’une approche multi-physique et multi-échelle, le comportement d’un crayon combustible lors des différentes situations de fonctionnement. Ces travaux concernent plus spécifiquement la simulation multi-échelles du fluage dans le combustible UO2 avec le développement et la validation d’un modèle de plasticité cristalline mettant en jeu le glissement des dislocations dans chaque grain de la microstructure polycristalline. En lien avec cette modélisation, des équipements expérimentaux permettent de tester des échantillons monocristallins de quelques micromètres avec des essais in-situ dans un Microscope Electronique à Balayage. La simulation d’un essai de compression MEB in-situ sur des piliers micrométriques permet ainsi de faire une validation à effets séparés du modèle de plasticité cristalline en comparant la courbe contrainte déformation et les systèmes de glissement activés en fonction de l’orientation cristalline.

Objectifs : Mise en œuvre de la simulation par éléments finis de l’essai de compression sur micro-pilier et comparaison à l’expérience.

Étapes du stage : Bibliographie, mise en œuvre du calcul par éléments finis et comparaison calcul/expérience Relations/collaboration : Collaboration au sein du département d’étude des combustibles et avec un groupe de travail international dans le cadre de l’OCDE

Formation souhaitée :Mécanique des matériaux, méthodes Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

numériques Rhône 02 Durée du stage :6 mois

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Méthode/logiciel :Analyse de résultats d’essai MEB-in situ Contact :Bruno Michel ([email protected]) Calcul éléments finis avec le logiciel Cast3M Mots-clés :Mécanique et thermique

90 ESC S Caractérisation de l’homogénéité d’un mélange de deux poudres dans un tambour tournant : Simulation numérique par Méthode des Éléments Discrets

Contexte : Le mélange des solides divisés, de poudres ou de milieux granulaires, est une opération clé pour de nombreux domaines industriels aussi variés que la pharmacie, l’agro-alimentaire, l’industrie des ciments, des matières plastiques… Dans le cas présent, l’étude s’applique au procédé de fabrication des combustibles nucléaires obtenus à partir d’une poudre d’uranium et d’une poudre de plutonium mélangées dans un tambour tournant. L’optimisation du temps de mélange des poudres nécessaire pour obtenir une bonne homogénéité constitue un enjeu important qui permettra de réduire le coût de l’opération. Cependant la complexité du comportement des poudres dû au caractère dynamique des forces mises en jeu et à son aspect pulvérulent rend difficile son étude par des techniques expérimentales aux échelles de temps et d’espace pertinentes. La simulation par la Méthode des Éléments Discrets (DEM) constitue une alternative pour palier à cela en offrant une description granulaire du comportement de la matière. Un code DEM co- développé par le CNRS, l’INRA et le CEA sera utilisé dans le cadre du stage pour étudier les phénomènes d’intérêt. Objectifs : L’objectif du stage consiste à mettre en place une étude numérique utilisant la méthode DEM du mélange de deux poudres dans un tambour tournant en géométrie 3D afin d’assurer une bonne homogénéité pour différents paramètres du procédé. Étapes du stage : La première étape du stage consistera à s’approprier le sujet et les méthodes par une recherche bibliographique sur la caractérisation des mélanges d’une part et à prendre en main le code de simulation d’autre part. La deuxième étape s’attachera à réaliser en simulation une étude de sensibilité afin d’optimiser la vitesse d’homogénéisation du mélange. Les paramètres influents sont par exemple les proportions relatives des deux poudres, la taille et la vitesse de rotation du tambour, la différence de taille entre les poudres. Relations/collaboration : CNRS/LMGC, INRA

Profil du candidat :

Curieux, autonome et rigoureux vous souhaitez 3D développer/approfondir des compétences en simulation dans un environnement de recherche appliquée.

Des connaissances en programmation (C++), en géométrie

en Méthode des Eléments Discrets ou en métallurgie des

poudres seraient un plus.

tournant Tambour

Formation souhaitée :3ième année d’école d’ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 +compétences en mécanique, physique ou 03 Rhône mathématiques appliquées.

- Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Durée du stage : 6 mois Contact : Ihassan Amarsid ([email protected] ) Méthode/logiciel :Pas d’expérience prévue dans le cadre du stage. / Linux. Langage C++. Accès aux calculateurs du CEA Cadarache

ESC ESC Mots-clés :Mécanique et thermique

91 S Développement et évaluation de modèles d'endommagement pour le traitement de la fissuration des matériaux La filière des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) constitue l’essentiel des réacteurs électronucléaires du parc international et l’intégralité du parc Français, couvrant 75% de la production d’électricité en France avec une production bas carbone. L’élément combustible de ces réacteurs appelé « crayon » combustible est constitué d’un empilement de pastilles cylindriques de combustible entouré d’une gaine métallique qui constitue la première barrière de confinement des matières radioactives. Le CEA, en collaboration avec EDF et Framatome, développe la plateforme logicielle PLEIADES qui permet de simuler, sur la base d’une approche multi-physique et multi-échelle, le comportement des combustibles lors des différentes situations de fonctionnement. Sous irradiation, de multiples phénomènes mécaniques (fissuration, écoulement viscoplastique, endommagement, gonflement, etc...) se déroulent dans les pastilles de combustible. Ils sont décrits par des lois de comportement dans les codes de calcul. En particulier, la description de la fissuration du combustible est une tâche complexe et relève de nombreux sujet de recherche d'actualité. Deux stratégies sont actuellement suivies: - des modèles d'endommagement locaux régularisés par la taille de maille pour assurer qu'une énergie finie est dissipée. - des approches basées sur les méthodes de champs de phase ont également été introduites récemment. Objectifs : L'objet de ce stage est d’améliorer les prédictions physiques et la robustesse numérique du traitement de la fissuration, appliqué au combustible nucléaire oxyde dans les outils de calcul. Étapes du stage : Dans un premier temps, le stagiaire devra : 1. faire évoluer le modèle de fissuration DDIF2 actuellement utilisé dans les codes de simulation des combustibles pour améliorer ses prédictions physiques (comportement en cisaillement) et son implémentation numérique. 2. comparer ce modèle à des modèles disponibles dans la littérature, notamment les modèles proposés par Marigo et par Fichant et Laborderie. Dans un second temps, introduire des approches par champs de phase dans les applications de simulation des combustibles. Relations/collaboration : Aucune

ième Formation souhaitée :3 année d'école d'ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master II. Maîtrise souhaitée des éléments finis (bases Rhône 04 théoriques et pratiques). La connaissance du code

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - `Cast3M` est un plus. Contact : [email protected] Durée du stage : 6 mois Méthode/logiciel : Plateforme logicielle PLEIADES, MFront, Cast3M

Mots-clés :Mécanique et thermique ESC

92 S Etude thermomécanique de concepts innovants de combustible pour les réacteurs à eau pressurisée

Sujet de stage : Etude thermomécanique de concepts innovants pour les réacteurs à eau pressurissée dans le cadre de la thématique "Enhanced Accident Tolerant Fuel".

Sur la base d'une démarche conception innovante, le CEA a fait émerger de nouveaux concepts de combustible (cf figure 2) en s'appuyant sur une analyse thermique dans le but de rendre la pastille combustible la plus froide possible. L'étape suivante est de démontrer la faisabilité de ces concepts en procédant à une étude thermomécanique dans des conditions de fonctionnement nominal, état initiale de tout transitoire accidentel de type "perte de la source froide" ou APRP. Le but est de s'assurer de leur tenue thermomécanique sous ces conditions d'irradiation et éventuellement de faire évoluer ces nouveaux concepts.

Figure 1 : exemple du crayon REP

Figure 2 : Exemples de combustibles innovants

Formation souhaitée : Thermo-mécanique - Connaissance Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

05 en matériaux - Notions de Génie Atomique appréciées Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Méthode/logiciel :SOLIDWORKS : CAO & module Contact : Bernard Valentin ([email protected]) SIMULATION Mots-clés :Mécanique et thermique

ESC ESC 93 S Réalisation de calculs thermohydrauliques

Sujet de stage : Réalisation de calculs thermohydrauliques d’assemblages RNR-Na

Dans les Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR), les aiguilles contenant le combustible dans une gaine métallique étanche, sont réparties suivant un pas triangulaire dans le fourreau, aussi appelé tube hexagonal du fait de sa géométrie. Lorsque le réacteur est en fonctionnement, la puissance produite par les aiguilles est dissipée dans le caloporteur. En fonction de l’emplacement de l’assemblage dans le cœur, du débit du caloporteur ou encore de sa proximité avec des barres de commande, la température maximale calculée et sa position dans l’assemblage évoluent.

TRIO-MC est un Outil de Calculs Scientifiques spécifiquement conçu pour résoudre la thermohydraulique des assemblages RNR, et permettra lors de ce stage, de réaliser des calculs thermohydrauliques d’assemblages RNR-Na, via deux schémas de calcul. L’un de ces schémas permet de modéliser des assemblages de géométrie plus complexe, et ses résultats doivent être comparés avec le schéma de référence pour être validé.

La bonne compréhension des effets liés aux incertitudes géométriques et neutroniques sur les températures de gaine est un besoin majeur afin de diminuer les marges prises lors de la conception des objets du cœur. L’objectif du stage est de valider le second schéma de calcul du code de thermohydraulique, d’étudier l’impact des incertitudes sur les températures calculées dans l’assemblage, et d’améliorer nos connaissances sur la répartition des températures dans les assemblages de cœur interne/externe.

Etapes du stage : - Réaliser une bibliographie (approche sous-canal et thermohydraulique assemblage), - Prendre en main l’Outil de Calculs Scientifiques TRIO-MC, - Préparer puis exécuter les calculs thermohydrauliques suivant deux schémas de calculs, dont le second, « expérimental » est plus paramétrable (pour recalage sur le premier schéma de calcul), - Etudier l’impact d’incertitudes géométriques et neutroniques sur les températures calculées, - Analyser les différences entre les assemblages de cœur interne et externe

Formation souhaitée :MASTER II en Thermohydraulique, Physique, ou Thermodynamique, ou Ecole d’ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- généraliste ou spécialisée en Thermohydraulique, Rhône 06

Physique, ou Thermodynamique Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Durée du stage : 5 à 6 mois Contact : Eric Deveaux ([email protected]) Méthode/logiciel : OCS, (sous environnement LINUX), MS Word, MS Excel, programmation Python

94 Mots-clés :Thermohydraulique et mécanique des fluides ESC S Etude hydraulique aiguilles absorbantes

Sujet de stage : Étude hydraulique des systèmes filtre/évent des aiguilles absorbantes de réacteur à neutrons rapides

L’objectif du stage est d’étudier et caractériser l’écoulement fluide dans une aiguille absorbante en testant différentes conditions de fonctionnement et différentes conceptions d’aiguilles. Le stage consistera dans à modéliser au moyen d’outils de CFD l’écoulement fluide circulant au travers d’une aiguille absorbante. Dans une seconde étape visant à interpréter des essais sur maquette (réalisés dans une autre unité du CEA), des calculs CFD seront réalisés en fluide simulant (eau) puis en sodium pour caractériser les pertes de charges internes à l’aiguille (pertes de charges engendrées par les éléments de structure – filtre, ressort, jeux et les pertes de charges singulières) en fonction du débit et pour différentes géométries de composants (structures) internes. Ces études auront pour but également d’identifier/quantifier les éventuels biais liés à la similitude eau-sodium pour ce type d’écoulement. Dans une dernière partie, des études CFD seront réalisées pour optimiser la conception des structures internes de l’aiguille vis-à-vis notamment des risques d’entraînement ou de sédimentation de particules de B4C internes de l’aiguille

Formation souhaitée :MASTER 2 ou 3ième année d'école Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d'ingénieur généraliste en physique appliquée 07 Rhône Bonne connaissance demandée dans le domaine de la

- Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC simulation numérique Contact : Thierry lambert ([email protected]) Durée du stage : 6 mois Méthode/logiciel :Flow Simulation CFD/ SolidWorks, pratique de linux/Outlook, Word, Excel, Powerpoint

ESC ESC Mots-clés :Thermohydraulique et mécanique des fluides

95 S Ordre N et GPUs appliqués à UO2

Sujet de stage : Apport d’un code d’ordre N et des processeurs GPU à la modélisation des combustibles nucléaires à base de céramiques d’oxydes d’actinides Contexte: La plupart des codes de calcul utilisés en physique du solide pour décrire le comportement des électrons et en déduire les interactions entre les atomes sont basés sur la théorie de la fonctionnelle de la densité (DFT). La fonction d’onde de l’électron est dans les codes les plus populaires (VASP, ABINIT, Quantum Expresso…) généralement décrite sur une base d’ondes planes. Formellement exacte, la DFT est en pratique approximée puisque le potentiel d’échange et corrélation entre électrons est inconnu. Ce potentiel est décrit par une fonctionnelle dont la qualité est globalement proportionnelle au temps de calcul. La dernière génération, les fonctionnelles hybrides, sont particulièrement prohibitives pour les codes à ondes planes, ce qui limite leur application. Une alternative est d’utiliser un code basé sur les ondelettes comme BigDFT dont le temps de calcul croît linéairement en fonction du nombre d’atomes, alors que pour les codes à ondes planes il croît au cube.

Objectifs: L’objectif du stage sera de comparer des propriétés énergétiques de UO2, ainsi que leur temps de calcul, obtenus avec le code à ondes planes (ABINIT) et avec le code BigDFT développé au CEA/DRF tout en utilisant au maximum les processeurs graphiques (GPU) des centres de calculs nationaux. Il s’agira ensuite de tester avec BigDFT la convergence de ces propriétés en fonction du nombre d’atomes simulés et d’atteindre des tailles de supercellules inenvisageables avec ABINIT.

Déroulement: Dans un premier temps, le stagiaire devra prendre en main les codes de simulation ABINIT et BigDFT, puis lancer des calculs à taille de boîte de simulation équivalente sur UO2. Une comparaison systématique du temps de calcul entre les deux méthodes sera ensuite effectuée. Enfin le stagiaire devra construire des supercellules et estimer la convergence de plusieurs propriétés en fonction de leur taille.

Collaborations: Collaboration avec le CEA/DRF (Grenoble) où le code BigDFT est développé.

Figure: supercellules de dioxyde d’uranium utilisées dans les simulations atomiques.

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Recherche en Physique du solide, Physique Théorique, Rhône 08 Chimie-Physique. Durée du stage : 4 à 6 mis Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Méthode/logiciel :Utilisation des codes ABINIT et BigDFT. Contact : Johann Bouchet ([email protected]) Travail effectué sous Linux. Accès aux calculateurs du CEA et du CCRT.

96 Mots-clés :Matériaux, physique du solide ESC S Etude de la fusion d'un combustible nucléaire

Sujet de stage : Calcul des courbes de liquidus et solidus d’un combustible nucléaire par simulation à l'échelle des atomes Contexte: Ce stage s’inscrit dans le cadre de l’étude des propriétés de l’oxyde-mixte d’uranium et de plutonium (UPuO2) appelé MOX, l’un des combustibles des centrales nucléaires françaises. Ce combustible est utilisé dans les centrales sous la forme de pastilles solides, en particulier en raison de sa haute température de fusion, ce qui le classe parmi les combustibles les plus sûrs. Cependant, la simulation des accidents liés à une perte de refroidissement des cœurs de centrale conduit à atteindre des températures suffisantes pour observer la fusion des pastilles. Une bonne connaissance des températures de fusion et des courbes de liquidus et solidus du combustible est par conséquent nécessaire pour mener à bien les études de sureté. Objectifs: L’objectif de ce projet est de contribuer à la détermination des propriétés thermodynamiques du MOX par des simulations de ce matériau conduites à l’échelle atomique, en complément des expériences. Le projet vise à déterminer les températures de fusion, ainsi que les courbes de liquidus et solidus du MOX en fonction de sa composition chimique, puis de les comparer aux quelques mesures expérimentales disponibles. Déroulement: Dans un premier temps, le stagiaire devra prendre en main le code de dynamique moléculaire LAMMPS et le protocole de calcul permettant la détermination des courbes de liquidus et solidus. Ensuite, ces outils seront utilisés pour calculer ces propriétés pour le MOX pour diverses teneurs en plutonium et diverses stœchiométries en oxygène. Enfin, une analyse détaillée des résultats sera menée dans le but de comparer le calcul à l’expérience et d’expliquer les éventuelles différences observées.

Collaborations: Collaboration avec les chercheurs de l’équipe travaillant sur les modèles thermodynamiques.

Figure : A gauche, boite de simulation atomistique utilisée pour simuler le combustible MOX (les atomes d'oxygène sont représentés en rouge, les atomes d'uranium en gris et ceux de plutonium en noir). A droite, représentation schématique des courbes de liquidus/solidus d’un mélange binaire AB.

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

09 Recherche en Physique du solide, Chimie-Physique, Chimie. Rhône

- Durée du stage : 4 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Méthode/logiciel :Utilisation du code LAMMPS. Travail Contact : Emeric Bourasseau ([email protected]) effectué sous Linux. Accès aux calculateurs du CEA et du CCRT. Mots-clés :Matériaux, physique du solide

ESC ESC 97 S Calcul de propriétés oxydes d’actinides

Sujet de stage : Calcul à l’échelle atomique de températures de fusion d’oxydes d’actinides Contexte: Les méthodes de modélisation à l’échelle atomique (calculs de structure électronique, potentiels interatomiques empiriques) permettent d’obtenir de nombreuses propriétés des matériaux, en particulier structurales, électroniques, mécaniques et thermodynamiques, utiles pour comprendre et/ou prédire leur comportement. Notre laboratoire utilise ces méthodes depuis de nombreuses années pour étudier les combustibles nucléaires oxydes, en complément des caractérisations expérimentales. Nous avons ainsi étudié les propriétés thermodynamiques et de diffusion atomique, ainsi que les propriétés des défauts, dans les oxydes d’uranium UO2 et mixtes (U,Pu)O2.

Objectifs: Ce stage vise à contribuer à l’amélioration des connaissances des diagrammes de phase des combustibles mixtes (U,Pu)O2 et (U,Am)O2. La température de fusion de (U,Pu)O2 a été évaluée en fonction de la composition à l’aide de potentiels interatomiques paramétrés développés par Cooper–Rushton-Grimes et étendus dans le laboratoire. On évaluera tout d’abord la précision des potentiels pour ces propriétés en calculant la température de fusion pour quelques compositions représentatives par méthode de structure électronique. On calculera ensuite la température de fusion de (U,Am)O2 en fonction de la composition en combinant les 2 types de méthodes.

Déroulement: Se familiariser avec les codes de calcul et les méthodes d’évaluation des températures de fusion 2) Calculer la température de fusion de (U,Pu)O2 pour plusieurs compositions par calcul de structure électronique et comparer avec les résultats des potentiels empiriques disponibles 3) Calculer la température de fusion de (U,Am)O2 pour plusieurs compositions en potentiels empiriques et par méthodes de structure électronique

Collaborations: Chercheurs développant les modèles thermodynamiques

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Recherche Rhône 10

Durée du stage : 4 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Méthode/logiciel :Linux, codes de simulation LAMMPS et Contact : Marjorie Bertolus ([email protected]) VASP, accès aux centres de calcul nationaux Mots-clés :Matériaux, physique du solide

98 ESC S Désordre chimique et machine learning

Sujet de stage : Représentation du désordre chimique dans les oxydes mixtes (U, Pu)O2 en vue de son traitement par des méthodes d’apprentissage automatique Contexte: L’application de méthodes d'apprentissage automatique dans la chimie des matériaux permet aujourd’hui de développer des modèles avancés permettant de déterminer les propriétés physico- chimiques de composés à complexité chimique élevée. Les oxydes mixtes (U,Pu)O2, envisagés comme combustibles nucléaires du futur pour réduire la durée de stockage des déchets radioactifs, représentent un exemple de ces composés complexes. A l’échelle atomique, la distribution d’atomes U/Pu se rapproche de celle d’une solution solide parfaitement désordonnée, et de nombreuses propriétés, dont la connaissance est essentielle pour prédire le comportement en réacteur, dépendent du désordre chimique de façon peu connue. L’étude de ces propriétés nécessite une exploration exhaustive (échantillonnage) de l’immense espace des possibles distributions de U/Pu dans le réseau cristallin, mais la tâche est ardue à cause de la relation fortement non-linéaire entre cette distribution et le paramètre de désordre, ce qui rend actuellement impossible la construction de configurations ayant un niveau de désordre préfixé. Des méthodes d’apprentissage automatique permettraient d’atteindre ce but en indiquant un jeu limité de configurations représentatives, ce qui assurerait une analyse efficace de toute propriété en fonction du désordre. Objectifs: Le stage vise la conception d’un nouveau paramètre de désordre décrivant la relation non- linéaire entre le désordre chimique et les coordonnées atomiques, dans le but de fournir un outil mathématique adaptée aux méthodes machine learning en vue du développement d’un modèle d’apprentissage ciblant la résolution du problème d’échantillonnage. Déroulement: En premier lieu, le stagiaire mènera une revue des méthodes de représentation du désordre actuellement disponibles, et des stratégies d’apprentissage automatique susceptibles de pouvoir résoudre le problème d’échantillonnage. Ensuite, il concevra un nouveau paramètre de désordre local prenant en compte l’environnement autour d’un défaut lacunaire, et il validera ce paramètre en analysant les données d’énergie de formation des défauts obtenues par des potentiels empiriques. Collaborations: Collaboration avec l’équipe experte de méthodes d’intelligence artificielle du centre CEA de Saclay (Paris).

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

11 Recherche en Mathématiques appliquées, Physique Rhône Numérique, Physique-Chimie du solide. - Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Durée du stage : 6 mois Contact : Luca Messina ([email protected]) Méthode/logiciel :Linux, Python, code de dynamique moléculaire LAMMPS, accès aux calculateurs du CEA et aux centres de calculs nationaux.

ESC ESC Mots-clés :Matériaux, physique du solide 99 S Calculs atomistiques dans U3Si2

Contexte: Les alliages d’uranium et de silicium, et en particulier U3Si2, sont étudiés comme alternative au dioxyde d’uranium dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Ces composés présentent plusieurs avantages, notamment une plus grande conductivité thermique et une plus grande densité en uranium. Les propriétés thermodynamiques (chaleur spécifique, conductivité et expansion thermique…) sont des données essentielles pour le design du combustible. Elles reposent sur la connaissance des vibrations atomiques et plus spécifiquement sur le spectre de phonons et la structure du matériau.

Objectifs: L’objectif du stage sera de calculer le spectre de phonons de différentes structures du composé U3Si2 en tenant compte des effets anharmoniques présents à haute température et en utilisant les outils de simulations développés au CEA. Les quantités thermodynamiques obtenues à partir de ces spectres seront ensuite comparées aux données expérimentales et aux calculs de la littérature.

Déroulement: Dans un premier temps, le stagiaire devra prendre en main le code de simulation atomique VASP et le code de calcul de phonons A-TDEP. Il calculera ensuite les spectres de phonons à 0 K dans l’approximation harmonique avant de simuler des supercellules en dynamique moléculaire pour tenir compte des effets anharmoniques. Une analyse des résultats en fonction des différentes approximations sera ensuite menée pour quantifier l’importance de l’anharmonicité sur les propriétés thermodynamiques, avant une comparaison avec les données expérimentales.

Collaborations: Collaboration avec le CEA/DAM (Paris) où les outils de calcul des phonons en température ont été développés.

Figure : Pastilles et structure cristallographique du composé U3Si2

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Recherche en Physique du solide, Physique Théorique, Rhône 12 Chimie-Physique.

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Durée du stage :4 à 6 mois Contact : Johann Bouchet ([email protected]) Méthode/logiciel :Utilisation des codes VASP et A-TDEP. Travail effectué sous Linux. Accès aux calculateurs du CEA et du CCRT.

100 Mots-clés :Matériaux, physique du solide ESC S Simulation des produits de fission

Sujet de stage : Simulation du comportement des produits de fission dans les oxydes d’actinide Contexte: Dans les matériaux combustibles nucléaires sous irradiation en réacteur se forment de nouveaux éléments chimiques (les produits de fission) du fait de la fission des atomes d’uranium ou de plutonium. Certains de ces éléments (iode, césium et tellure) peuvent avoir des propriétés chimiques particulières qui pourraient causer la corrosion de la gaine contenant le combustible. Un axe de recherche vise à éviter cette corrosion en empêchant les formes corrosives de ces éléments chimiques de migrer vers la gaine. Pour cela, des études sont menées pour déterminer d’une part, la forme chimique la plus favorable de ces éléments dans le combustible, et d’autre part leur mobilité à travers le combustible vers la gaine. La simulation à l’échelle des atomes et basée sur la mécanique quantique permet d’explorer les formes chimiques des produits de fission iode, césium et tellure dans les combustibles UO2 et (U,Pu)O2 ainsi que de comparer leur mobilité dans le cristal. Objectifs: En utilisant un logiciel de calcul de structure électronique, il s’agira de déterminer la localisation, la solubilité et la forme chimique la plus favorable des produits de fission I, Cs, et Te, sous forme isolée ou de composés chimiques, dans le cristal de UO2 et (U,Pu)O2. Les résultats serviront à l’interprétation de mesures expérimentales déjà acquises au Département. Déroulement: - Notions de base de la méthode de simulation (DFT- Théorie de la Fonctionnelle de la Densité) et d’utilisation du code de calcul VASP - Simulation du piégeage de l’iode, du césium et du tellure dans les sites cristallins de UO2 et (U,Pu)O2 - Utilisation des résultats pour l’analyse de données expérimentales (spectres d’absorption X) déjà acquises au Département - Proposition d’un modèle de piégeage de I, Cs et Te dans UO2 et (U,Pu)O2 Collaborations: Lien avec l’équipe de modélisateurs et d’expérimentateurs du Département

Figure : Boîte périodique de simulation de l’incorporation d’une impureté (ou produit de fission en vert) dans un cristal de (U,Pu)O2 (U et Pu en bleu clair et foncé, O en rouge)

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

13 Recherche Rhône Durée du stage : 4 à 6 mois - Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Méthode/logiciel :Logiciel de calcul VASP, utilisation de Contact : Michel Freyss ([email protected]) supercalculateurs pour calculs parallèles Mots-clés :Matériaux, physique du solide

ESC ESC 101 S Simulation des joints de grains de UO2

Contexte:

Ce stage s’inscrit dans le cadre de l’étude des joints de grains au sein du combustible nucléaire UO2. Récemment, des examens de combustible irradié ont montré que les bulles de gaz de fission observées aux joints de grains présentent des caractéristiques différentes selon l’orientation et le type de joint examiné. La simulation à l’échelle des atomes des joints de grains étudiés expérimentalement offre la possibilité de relier cette observation aux propriétés énergétiques et structurales des différents joints. En effet, les propriétés des joints de grains peuvent être déterminées par simulation atomistique alors qu’elles sont difficiles à obtenir par l’expérience.

Objectifs: L’objectif du stage sera d’appliquer aux joints de grains étudiés lors des examens mentionnés ci-dessus les

méthodes de simulation développées au laboratoire pour étudier les joints de grains de UO2. Il s’agira de déterminer leurs énergies de formation, leurs structures et leurs propriétés mécaniques et de les comparer pour tenter de faire le lien entre les observations expérimentales et les propriétés calculées.

Déroulement: Dans un premier temps, le stagiaire devra prendre en main le code de dynamique moléculaire LAMMPS et le logiciel de construction de joints de grains Atomsk. Ensuite, ces outils seront utilisés pour calculer les diverses propriétés des joints de grains concernés. Enfin, une analyse détaillée des résultats sera menée dans le but d’expliquer les différences observées entre ces joints lors des examens expérimentaux.

Collaborations: Collaboration très étroite avec les expérimentateurs ayant réalisés les examens concernés dans un autre service du département.

Figure : A gauche, un échantillon d'UO2 présentant un joint de grain débouchant en surface. A droite, boite de simulation atomistique utilisée pour simuler un joint de grains (les atomes d'oxygènes sont représentés en rouge et les atomes d'uranium en gris)

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur ou Master Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Recherche en Physique du solide, Physique Théorique, Rhône 14 Chimie-Physique Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Durée du stage : 4 à 6 mois Contact : Emeric Bourasseau ([email protected]) Méthode/logiciel : codes LAMMPS et Atomsk. Travail effectué sous Linux. Accès aux calculateurs du CEA et du CCRT.

102 Mots-clés :Matériaux, physique du solide ESC S Modèle de bulles de gaz dans un solide

Sujet de stage : Modélisation multi-échelle de la précipitation dans les combustibles nucléaires Contexte: La durée de vie des combustibles nucléaires est limitée par les gaz issus des réactions de fission. Le stage contribuera à comprendre le comportement de ces gaz (migration, précipitation) durant l’irradiation, au moyen d’un modèle cinétique (de type Dynamique d’Amas) construit sur une démarche multi-échelle [1] intégrant des données de base calculées par méthodes atomistiques [2,3]. En particulier, le combustible nucléaire étant un oxyde dont la teneur en oxygène impacte fortement les propriétés de migration, le stage contribuera à améliorer la modélisation de cette dépendance. Objectif : Développer et coder dans le programme de simulation des gaz un modèle d’évolution du potentiel chimique d’oxygène et optimiser les paramètres de ce modèle en comparant ses résultats à des mesures. Déroulement: - Bibliographie - Développements théoriques du modèle d’évolution du potentiel chimique d’oxygène - Codage informatique (fortran 90) du modèle - Apprentissage de la plateforme URANIE pour l’ajustement des paramètres inconnus par algorithmes biomimétiques issus des techniques d’intelligence artificielle - Application : interprétation d’expériences de recuit et de microscopie sur des échantillons de combustible nucléaire implanté aux ions au moyen du nouveau code et recherche d’un jeu de paramètres optimal au moyen de la plateforme d’optimisation. Ce sujet présente l’intérêt d’articuler une dimension “interprétation” et une dimension “théorique” (amélioration du modèle, y compris des développements informatiques et de l’optimisation). Selon les résultats et ses centres d’intérêt, le stagiaire pourra mettre l’accent sur l’un ou l’autre de ces aspects. Ce stage offre ainsi la possibilité au candidat motivé de participer à une démarche de modélisation multi- échelle et d’éprouver par lui-même en quoi des outils de simulation basés sur les données microscopiques les plus fondamentales contribuent à traiter et expliquer des situations pratiques. Quelques références : 1. Skorek, R. (2013). Étude par Dynamique d’Amas de l’influence des défauts d’irradiation sur la migration des gaz de fission dans le dioxyde d’uranium (PhD Thesis). Univ. Aix-Marseille. 2. Andersson D. et al. (2014). Atomistic modeling of intrinsic and radiation-enhanced fission gas (Xe) diffusion in UO2+/-x: Implications for nuclear fuel performance modeling. Journal of Nuclear Materials, 451, 225–242. 3. Le Prioux A. et al. (2016). Empirical potential simulations of interstitial dislocation loops in uranium dioxide. Journal of Nuclear Materials, 479, 576–584.

Relâchement gazeux simulé comparé aux mesures obtenues sur un échantillon recuit à température croissante

Formation souhaitée : Ecole d’ingénieur, M1 ou M2 en Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- physique des matériaux ou physique du solide

15 Rhône Compétences pour les développements informatiques et Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - pour le travail d’interprétation physique. Contact : Serge Maillard ([email protected]) Durée du stage : 6 mois Méthode/logiciel :CRESCENDO (fortran90), mathematica, progiciel d’optimisation URANIE, unix

ESC ESC Mots-clés :Matériaux, physique du solide 103 S Calcul de la composition du MOX irradié

Sujet de stage : Evaluation de la composition chimique et des propriétés physiques de l’oxyde mixte d’uranium et de plutonium irradié par calcul thermodynamique

Contexte: Le sujet s'inscrit dans le cadre de la modélisation physico-chimique du comportement du combustible oxyde d’uranium et de plutonium en conditions d’irradiation, actuellement envisagé pour les futurs réacteurs nucléaires de 4ème génération. De par la création de nombreux éléments chimiques et de l’oxygène libérée lors de la fission, l’irradiation modifie la composition chimique du combustible et dégrade les propriétés du matériau (conductivité thermique, résistance mécanique,..). Pour cela, il est important de pouvoir estimer de manière assez précise la composition et les propriétés de la pastille combustible au cours de l’irradiation.

Objectifs: L’objectif du stage consiste à évaluer la composition chimique ainsi que certaines propriétés physiques du combustible (U,Pu)O2 irradié par le biais de calculs thermodynamiques représentatifs du système chimique multi-phasé complexe constitué d’actinides, de produits de fission et d’oxygène. Une attention particulière sera portée à l’estimation de la capacité calorifique et à celle de la température de fusion.

Déroulement: Dans un premier temps, le stagiaire devra s’approprier les notions de base relatives à la modélisation thermodynamique et aux divers outils de calculs thermodynamiques existants via un travail bibliographique. Par la suite, il effectuera des calculs de composition chimique du combustible mixte (U,Pu)O2-x irradié pour différentes valeurs de taux de combustion et de la température à l’aide du code OpenCalphad et de la TAF- ID. En parallèle, les valeurs de capacité calorifique et de température de fusion de la pastille combustible en présence de produits de fission dissous seront évaluées pour différentes teneurs initiales en plutonium et en oxygène. Enfin, les résultats seront comparés à ceux issus de la littérature et aux mesures expérimentales que nous avons à disposition.

Formation souhaitée :Ingénieur généraliste, Matériaux, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Chimie-Physique, Notions de C++ Rhône 16 Durée du stage : 4 à 6 mois

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Méthode/logiciel :outils de calculs thermodynamiques à Contact : Jean- Christophe Dumas (jean- disposition dans le Service : logiciels OpenCalphad et [email protected]) Thermo-Calc avec la base de données TAF-ID développée dans le cadre d’une collaboration internationale.

Mots-clés :Matériaux, physique du solide ESC

104 S Traitement des conditions aux limites de type multi-point constraints dans le code HPC de mécanique du solide HELIX

Le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) est un organisme public acteur majeur de la recherche, du développement et de l'innovation, notamment pour les énergies bas carbone (nucléaire et renouvelables). Il développe des outils de simulation avancés en mécanique non linéaire du solide, dont la proto-application HELIX pour atteindre de bonnes performances HPC. A terme, les contributions de ce stage visent à enrichir la plate-forme numérique PLEIADES développée par le CEA en partenariat avec EDF et FRAMATOME et dédiée à la simulation du comportement des combustibles, depuis la fabrication jusqu’au comportement en réacteur, puis lors du stockage. Avec HELIX, le CEA vise à mettre en place un outil informatique haute performance qui permettra dans quelques années de modéliser en 3D le comportement des combustibles sur des résolutions et avec des physiques inaccessibles pour le moment. La proto-application HELIX se base sur la bibliothèque éléments finis open source MFEM. La bibliothèque MFEM permet de prototyper rapidement des codes parallèles basés sur des équations aux dérivées partielles (PDE) discrétisées avec des éléments finis d’ordre élevé et des temps de restitution cours. MFEM gère des conditions aux limites standards (conditions de Dirichlet et Neumann), mais ne propose pas de fonctionnalités clé en main pour la gestion de conditions aux limites complexes de type multi-points contraints (MPC), par exemple une condition du type "un plan reste un plan". Ce type de conditions est classique dans le domaine de la mécanique des structures et c'est un besoin pour les modélisations 3D visées.

L'objet du stage est le développement, dans le code HELIX, des fonctionnalités liées à ces conditions aux limites de type MPC. Elles devront être compatibles avec l'architecture de code massivement parallèle que propose MFEM.

Afin de valider l'approche, il s'agira ensuite de réaliser différents cas d'étude mécanique. Des benchmarks et des tests d'extensibilité seront aussi mis en œuvre pour analyser les performances. Il sera aussi intéressant de vérifier l'impact de l'introduction des termes des MPC dans les matrices assemblées. Le comportement peut être différents dans les différents solveurs itératifs parallèles utilisables dans MFEM, notamment sur la robustesse et la précision.

Référence: R. Anderson, J. Andrej, A. Barker, J. Bramwell, J.-S. Camier, J. Cerveny V. Dobrev, Y. Dudouit, A. Fisher, Tz. Kolev, W. Pazner, M. Stowell, V. Tomov, I. Akkerman, J. Dahm, D. Medina, and S. Zampini, MFEM: A Modular Finite Element Library, Computers & Mathematics with Applications, in press, 2020. Also available as arXiv:1911.09220.

Formation souhaitée :3ième année d'école d'ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2.Maîtrise souhaitée des éléments finis (bases 17 Rhône théoriques et pratiques) notions de mécanique du solide

- Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Durée du stage : 6 mois Contact : Guillaume Latu ([email protected]) Méthode/logiciel :HPC, Langage : C++, Bibliothèques : MPI Mots-clés :Mathématiques, information scientifique, logiciel

ESC ESC 105 S Contribution au développement d’un code de calcul de mécanique solide non linéaire hautes performances HELIX. Lois non linéaires et raffinement adaptatif de maillage

Le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA) développe des outils de simulation avancés en mécanique non linéaire du solide, dont la proto-application HELIX pour atteindre de bonnes performances HPC qui se base sur la librairie éléments finis MFEM [1]. La bibliothèque MFEM open source permet de prototyper rapidement des codes parallèles basés sur des équations aux dérivées partielles (PDE) discrétisées avec des éléments finis d’ordre élevé.

L’objet de ce stage est de contribuer au développement de HELIX en s’intéressant aux traitements des lois de comportement non linéaires mécaniquesj, notamment en cas de raffinement adaptatif de maillages. Ces dernières seront générées par le générateur de code MFront [2] via la librairie MGIS [3].

[1] https://mfem.org [2] http://tfel.sourceforge.net [3] https://github.com/thelfer/MFrontGenericInterfaceSupport

Formation souhaitée :3ième année d'école d'ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- étudiant en Master II. Maîtrise souhaitée des éléments Rhône 18 finis (bases théoriques et pratiques)

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Durée du stage : 6 mois Contact :Thomas Helfer ([email protected] ) Méthode/logiciel :HPC, Langage : C++, Bibliothèque : MPI Mots-clés :Mécanique et thermique

106 ESC S Approches Data-driven en mécanique non linéaire

Le Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA) développe en collaboration avec ses partenaires industriels EDF et Framatome une plate-forme de simulation nommée PLEIADES.

Ces simulations se basent sur la connaissance du comportement mécanique des matériaux. Une approche récente, dite “data-driven”, vise à prédire directement le comportement du matériau en se basant uniquement sur les données expérimentales (Kirchdoerfer et Ortiz 2016). Elles s’appuient sur les techniques modernes d’analyse des données (machine learning, réseau de neurones, etc…). Il est également possible de construire des données d’apprentissage macroscopiques sur la base de simulations microscopiques.

Ce stage a une visée essentiellement exploratoire. Il s’agit de tester sur des cas d’école la faisabilité de ce type d’approche dans le générateur de code MFront et de développer une méthodologie robuste et efficace numériquement.

Différentes bibliothèques d’apprentissage seront testées, dont la librairie de référence TensorFlow.

Ce travail se fera en collaboration avec l’université de Freiberg (Technische Universität Bergakademie Freiberg).

ième Formation souhaitée :3 année d'école d'ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- étudiant en Master II. 19 Rhône Maîtrise souhaitée des éléments finis (bases théoriques

- Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC et pratiques). La connaissance du C++ constitue un plus. Contact : Thomas Helfer ([email protected] ) Durée du stage : 6 mois Méthode/logiciel :C++, TensorFlow Mots-clés :Mécanique et thermique

ESC ESC 107 S Raffinement adaptatif de maillage dynamique pour la modélisation 3D

Le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) est un organisme public acteur majeur de la recherche, du développement et de l'innovation, notamment pour les énergies bas carbone (nucléaire et renouvelables). Il développe des outils de simulation avancés en mécanique non linéaire du solide, dont la proto- application calcul haute performance HELIX. A terme, les contributions de ce stage visent à enrichir la plate- forme numérique PLEIADES développée par le CEA en partenariat avec EDF et FRAMATOME et dédiée à la simulation du comportement des combustibles nucléaires, depuis la fabrication jusqu’au comportement en réacteur, puis lors du stockage. Avec HELIX, le CEA vise à mettre en place un outil informatique haute performance qui permettra dans quelques années de modéliser en 3D le comportement des combustibles sur des résolutions et avec des physiques inaccessibles pour le moment. La proto-application HELIX se base sur la bibliothèque éléments finis MFEM. Cette bibliothèque MFEM open source permet de prototyper rapidement des codes parallèles basés sur des équations aux dérivées partielles discrétisées avec des éléments finis d’ordre élevé. La fonctionnalité de raffinement adaptatif de maillage conforme et non conforme est accessible dans cette bibliothèque.

Le but du stage est la mise en place de plusieurs cas d’étude 3D en utilisant le raffinement adaptatif de maillage dynamique. Ainsi, on vise la modélisation de phénomènes dynamiques en temps pour lesquels il y a intérêt numérique à modifier le maillage durant la simulation. L’intérêt majeur est de pouvoir réduire les coûts de calcul pour un certain niveau d’erreur attendu. De plus, l’AMR (Adaptive Mesh Refinement) sera combiné avec une approche parallèle pour modéliser des résolutions très fines. Les développements seront réalisés en s’appuyant sur la bibliothèque MFEM.

Les aspects suivants seront abordés au cours du stage : - Reproduire des modélisations AMR 2D et 3D dynamiques de la littérature. Cette première étude sera accompagnée de benchmarks et d’une analyse des performances. - Mettre en oeuvre des cas d’étude mécanique 3D en utilisant de l’adaptation dynamique de maillage. Cela nécessitera de s’intéresser à la projection de la solution entre deux maillages AMR. - Extension possible : utilisation d’une méthode multigrille locale (ou multi-niveaux) pour diminuer les coûts de calcul liés à la résolution des grands systèmes linéaires creux et éviter la gestion de hanging-nodes.

Référence: R. Anderson, J. Andrej, A. Barker, J. Bramwell, J.-S. Camier, J. Cerveny V. Dobrev, Y. Dudouit, A. Fisher, Tz. Kolev, W. Pazner, M. Stowell, V. Tomov, I. Akkerman, J. Dahm, D. Medina, and S. Zampini, MFEM: A Modular Finite Element Library, Computers & Mathematics with Applications, in press, 2020. Also available as arXiv:1911.09220.

ième Formation souhaitée : 3 année d'école d'ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Master II. Maîtrise souhaitée des éléments finis. Rhône 20 Durée du stage : 6 mois

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Méthode/logiciel :HPC, Langage : C++, Bibliothèque : MPI Contact : Guillaume Latu ([email protected]) Mots-clés :Mathématiques, information scientifique, logiciel

108 ESC S Analyse de la stabilité des résultats d’un code de calcul scientifique multi-physique, convergence en maillage

Contexte : Les réacteurs nucléaires à eau sous pression constituent la grande majorité du parc électronucléaire international et l’intégralité du parc EDF, couvrant 75% de la production d’électricité en France avec une production bas carbone. Chaque cœur de réacteur de production électrique est constitué d’environ 50 000 crayons combustibles regroupés en assemblages. Chaque crayon est constitué d’une gaine contenant des pastilles empilées de dioxyde d’Uranium. Le code de calcul ALCYONE, développé par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) en collaboration avec EDF et FRAMATOME, permet de simuler le comportement thermomécanique et physico-chimique des crayons combustibles des réacteurs nucléaires à eau pressurisée en toutes conditions de fonctionnement. Les différents phénomènes physiques modélisés sont fortement couplés et non linéaires et les discrétisations spatiale et temporelle peuvent avoir un impact sur les résultats du calcul. Dans le cadre de la validation du code, une analyse de ces impacts sera menée afin de quantifier et limiter leurs effets sur les résultats et optimiser les temps de calcul.

Objectifs : 1er objectif : Convergence en maillage ; Actualisation des discrétisations spatiales recommandées pour les études menées avec le code ALCYONE. 2nd objectif : Amélioration des critères de prédiction du pas de temps pour diminuer les temps de calcul.

Étapes du stage : Le stage consiste dans un premier temps à réaliser une étude de convergence en maillage du code de calcul élément finis ALCYONE pour des simulations couvrant les différents schémas de calcul utilisés (conditions de fonctionnement normales, incidentelles et accidentelles). À partir de ces résultats, des discrétisations optimales seront recommandées avec une évaluation des écarts numériques des résultats par rapport au maillage pleinement convergé. Dans un second temps, la convergence temporelle de ces calculs sera étudiée et les critères de prédiction des pas de temps seront améliorés pour diminuer les temps de calcul. Collaboration avec les ingénieurs-chercheurs de développement et d’exploitations des codes de simulation du comportement des combustibles nucléaires du CEA, d’EDF et de FRAMATOME.

Simulation multi-échelle du combustible

Formation souhaitée :2ième ou 3ième année d’école Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- d’ingénieurs ou Master 1 ou 2 Université 21 Rhône Durée du stage : 6 mois

- Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Méthode/logiciel : SO / Code de calcul multi-physique et Contact : Patrick Goldbronn ([email protected]) multi-échelle ALCYONE Langages c++, python Outils de visualisation, système d’exploitation Linux Mots-clés :Simulation numérique, éléments finis,

ESC ESC thermomécanique, combustible nucléaire 109 S Développement informatique pour améliorer la phase d’initialisation d’un code de calcul scientifique

Contexte : Le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) est un organisme public acteur majeur de la recherche, du développement et de l'innovation, notamment pour les énergies bas carbone (nucléaire et renouvelables). En collaboration avec EDF et Framatome, le CEA développe la plateforme logicielle PLEIADES qui permet de simuler, sur la base d’une approche multi-physique et multi-échelle, le comportement des combustibles nucléaires lors des différentes situations de fonctionnement. Une couche logicielle intermédiaire de la plateforme (framework) fournit un cadre de développement et d’exécution parallèle aux différentes applications.

Objectifs : Au sein de la plateforme logicielle PLEIADES, il s’agit d’améliorer et de simplifier, du point de vue de l’utilisateur de la plateforme, la phase d’initialisation des simulations. Étapes du stage : Prise en main de l’environnement logiciel (gestion de version, compilation, intégration continue, ...) Bibliographie des méthodes utilisées par les autres codes de calcul scientifiques similaires

Conception Développement / maquettage Intégration / mise en production

Relations/collaboration : Collaboration au sein des unités de développement et d’exploitation des codes de simulation du comportement des combustibles nucléaires du CEA

Formation souhaitée :Génie logiciel Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

Durée du stage : 6mois Rhône 22

Méthode/logiciel : c++, python, plateforme logicielle Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - PLEIADES Environnement Linux, EDI (vscode, eclipse), git, Contact : Stéphane Bernaud ([email protected]) jenkins Mots-clés :Informatique

110 ESC S Amélioration d’un outil informatique de comparaison de résultats temporels au sein d’une plateforme numérique de simulation

Contexte : Le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) est un organisme public acteur majeur de la recherche, du développement et de l'innovation, notamment pour les énergies bas carbone (nucléaire et renouvelables). En collaboration avec EDF et Framatome, le CEA développe la plateforme logicielle PLEIADES qui permet de simuler, sur la base d’une approche multi-physique et multi-échelle, le comportement des combustibles nucléaires lors des différentes situations de fonctionnement. Une couche logicielle intermédiaire de la plateforme (framework) fournit un cadre de développement et d’exécution parallèle aux différentes applications.

Objectifs : Au sein de la plateforme numérique PLEIADES, il s’agit d’améliorer un outil de comparaison de résultats temporels afin d’y apporter des méthodes de comparaison de séries temporelles avec échantillonnages différents et non périodiques.

Étapes du stage : Prise en main de l’environnement logiciel (gestion de version, compilation, intégration continue, ...) Bibliographie des méthodes utilisées sur des problématiques similaires (avec un ingénieur référent) Conception informatique Développement / maquettage Intégration / mise en production Relations/collaboration : Collaborations au sein des unités de développement et d’exploitation des codes de simulation du CEA

Formation souhaitée :Bac+2 génie logiciel Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

23 Durée du stage : 3 mois Rhône

- Méthode/logiciel :Plateforme logicielle PLEIADES, c++ et Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC python Contact : Stéphane Bernaud ([email protected]) Environnement Linux, EDI (vscode, eclipse), git, jenkins Mots-clés :Logiciel

ESC ESC 111 S Refactoring bibliothèque numérique C++

Contexte: Au sein du Département d’Etudes des Combustibles, nous développons des outils de modélisation du procédé de frittage des pastilles combustibles afin d’en améliorer l’efficacité. Ces outils, en cours de développement, sont destinés à être capitalisés dans notre plateforme logicielle PLEIADES. Ils reposent sur une bibliothèque de différences, volumes et éléments finis (Diffpack). Cette bibliothèque est performante au niveau des algorithmes mis en œuvre et des fonctionnalités qu’elle offre aux développeurs d’applications, mais elle nécessite un refactoring pour prendre en compte les évolutions du C++ (standards C++-11, C++-17, utilisation de « templates » …). La modernisation de cette librairie aux nouvelles normes de C++ offrirait de plus la possibilité d’interfaçage avec des outils (ateliers logiciels) plus efficaces permettant ainsi d’accélérer la phase de développement de nouvelles méthodes de modélisation et de résolution et aussi d’interfacer plus efficacement les logiciels développés avec des bibliothèques extérieures telles CGAL (Computational Geometric Algorithms Library de l’INRIA) qui ont intégré les nouvelles normes de C++. Une fois l’étape de refactoring réalisée, la bibliothèque ainsi actualisée servira à paralléliser une application dédiée à la simulation du frittage du combustible nucléaire.

Objectifs: Le premier objectif est de moderniser la bibliothèque de différences, volumes et éléments finis Diffpack, écrite en C++ du début des années 2000, afin de gagner en performances : utilisation plus aisée de Diffpack pour développer des codes, faciliter le débogage et améliorer l’efficacité d’exécution. Le second objectif est de mettre en œuvre cette bibliothèque, une fois actualisée, pour paralléliser une application de simulation du frittage.

Déroulement: - Appropriation de la bibliothèque Diffpack, sur la base de ses sources et des deux ouvrages écrits par ses auteurs. - Actualisation de cette bibliothèque. - Utilisation de la bibliothèque actualisée dans le cadre de la parallélisation d’une application de frittage.

Collaborations: Collaboration avec l’Institut de Mathématiques de Marseille (I2M UMR7373) équipe Analyse Appliquée, K. Saikouk

Formation souhaitée :M2 en Mathématiques Appliquées ou 3ème année d’Ecole d’Ingénieur, bonne pratique du C++, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- bonnes connaissances en développements logiciels, bonnes Rhône 24

connaissances de linux Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Durée du stage : 4 à 6 mois Contact : Jacques Lechelle ([email protected]) Méthode/logiciel :Serveurs de calcul PLEIADES (Linux), bibliothèque Diffpack, langage C++, python Mots-clés :Mathématiques, information scientifique

112 ESC S Intégration d'un modèle de comportement de gaz de fission dans le code de calcul combustible des réacteurs de recherche

L’application MAIA, développé au sein de la plateforme de simulation des combustibles PLEIADES, est le code de calcul de référence du CEA pour simuler le comportement thermomécanique et physicochimique des éléments combustibles utilisés dans les réacteurs de recherche. Ces réacteurs expérimentaux sont utilisés notamment pour tester des matériaux sous irradiation, réaliser des irradiations analytiques et produire des isotopes médicaux. La réalisation d'essais numériques fait partie intégrante du dimensionnement et de l’analyse des irradiations expérimentales.

L'élément combustible se présente sous la forme de plaques composées d'un gainage en aluminium entourant une âme fissile, elle-même constituée de particules uranifères dispersées dans une matrice en aluminium. Lors d'une irradiation, les particules fissiles interagissent avec la matrice en aluminium et un composé d'interaction est formé. La présence de ce composé modifie la composition et le comportement thermique de l'âme fissile. Par ailleurs, une couche d'oxyde se forme à l'interface du gainage en contact avec le réfrigérant.

Le code se base sur un couplage thermique, mécanique et physique pour rendre compte de l'ensemble des phénomènes ayant lieu dans le combustible durant l'irradiation.

Un des phénomènes physiques qui influe sur le comportement du combustible sous irradiation est la création et le relâchement des gaz de fission. Ces gaz sont créés lors des fissions de l'uranium et s'agglomèrent sous forme de bulles de tailles variables dans le combustible. Au fur et à mesure de l'irradiation, le combustible a donc tendance à gonfler et à provoquer une déformation de la plaque. Une telle déformation modifie le fonctionnement initial de l'élément combustible, c'est pourquoi il est important de prévoir ce type de comportement. Le code MAIA ne tient pas compte aujourd'hui explicitement du comportement des gaz de fission.

Le stage se propose d'intégrer un modèle de comportement de gaz de fission au code de simulation MAIA et de l'adapter aux réacteurs expérimentaux.

Le modèle ayant été développé pour un autre type de combustible, les étapes principales du stage sont les suivantes : - Intégration informatique du modèle de gaz dans le code de simulation - Phase de tests de bon fonctionnement informatique - Phase de calibration et de validation du modèle par comparaison à des résultats expérimentaux

Formation souhaitée :MASTER2 (école d’ingénieurs ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

25 université) Rhône Durée du stage : 6 mois - Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Méthode/logiciel : analyse des résultats calculés par Contact : Arnaud Monnier ([email protected]) rapport aux mesures expérimentales disponibles/ Code de calcul thermomécanique MAIA Suite bureautique (tableur, traitement de texte,…)

ESC ESC Mots-clés :Matériaux, physique du solide 113 S Simulation thermomécanique de combustibles RNR en situation accidentelle

Les réacteurs nucléaires de 4ème génération à caloporteur sodium sont une filière d’avenir, de par leur faible consommation en Uranium naturel et par la possibilité de transmutation. Le CEA souhaite donc continuer d’améliorer les outils de simulation dédiés en s’appuyant sur les nombreuses expériences réalisées en France par le passé, ainsi qu’en lançant de nouveaux programmes expérimentaux et de recherche internationaux visant à améliorer la sûreté de ces réacteurs. Un des scénarios accidentels à prendre en compte dans le dimensionnement de ce type de réacteur est la perte de l’alimentation électrique, et donc des pompes primaires, ce qui génère une baisse progressive du débit de sodium refroidissant le cœur (Unprotected Loss Of Flow) associée à une élévation de la température du combustible. Comme pour les réacteurs à eau pressurisée, le combustible se présente sous la forme de pastilles cylindriques de dioxyde d’uranium et de plutonium (MOx), maintenues dans une fine gaine métallique fermée aux extrémités par des bouchons soudés, appelée aiguille. En fonctionnement normal, le jeu entre les pastilles et la gaine est soit ouvert (jeu initial de montage), soit refermé, soit rempli par des composés de produits de fission formant un Joint Oxyde Gaine. Durant un transitoire ULOF, la puissance thermique du combustible diminue alors que la gaine s’échauffe, l’équilibre mécanique pastille-gaine est donc modifié par les dilatations thermiques différentes. La question est de savoir si les pastilles vont rester « ancrées » sur la gaine, se désolidariser instantanément, ou glisser progressivement. Cette question est cruciale pour évaluer correctement la température du combustible et sa position axiale, ces deux paramètres impactant directement la réactivité neutronique et donc la puissance du cœur. Une série d’expériences réalisées par le passé dans le réacteur expérimental CABRI va permettre de valider la réponse de nos outils de calculs pour ce type de transitoire.

Objectifs : GERMINAL est l’outil de calcul développé au CEA pour décrire finement le comportement thermomécanique et physico-chimique du combustible de type MOx des Réacteurs à neutrons rapides [https://hal-cea.archives- ouvertes.fr/cea-02339742]. Cet outil permet de simuler l’évolution du combustible lors de transitoires ULOF à partir de profils de température de gaine et de puissance linéique donnés. Actuellement, GERMINAL dispose d’un modèle simple d’ancrage du combustible dans la gaine, basé uniquement sur la fermeture du jeu, qui donne de bons résultats en fonctionnement nominal. On souhaite tester ce modèle par comparaison à des expériences d’ULOF existantes.

Formation souhaitée :formation généraliste en physique Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- appliquée (mécanique, thermique, méthodes Rhône 26 numériques)

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Durée du stage : 6 mois Contact : Victor Blanc ([email protected]) Méthode/logiciel :Outil GERMINAL de la plateforme PLEIADES Outil de mise en donnée ICEBERG (python) Mots-clés :Sciences pour l'ingénieur

114 ESC S Simulation 1D comportement combustible

Ce stage est basé sur l’étude par modélisation et simulation des conditions d'apparition de la fragmentation fine des combustibles nucléaires irradiés en REP (Réacteur à Eau Pressurisée) lors de situation accidentelle de type APRP (Accident de Perte de Réfrigérant Primaire) L’élément combustible utilisé dans les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est constitué de pastilles cylindriques empilées dans une gaine métallique fermée (le tout appelé crayon combustible). La gaine constitue la première barrière de confinement des matières radioactives. Lors du séjour en réacteur, de nombreux phénomènes physiques (fissuration, écoulement viscoplastique, endommagement, gonflement, …) modifient la microstructure et la composition du combustible, de nouvelles espèces chimiques appelés produits de fission, solides ou gazeuses étant créées au sein du matériau. Durant un accident d’APRP, la puissance est quasi-nulle alors que la gaine s’échauffe rapidement, l’équilibre thermomécanique pastille-gaine est alors fortement modifié. La question qui se pose est de savoir, si ce chargement thermomécanique sévère va conduire à une forte déformation viscoplastique de la gaine (ballonnement) voire sa rupture (perte d’étanchéité) avec potentielle éjection du combustible hors du crayon dans le cas où les pastilles de combustible se sont fragmentées finement au début de l’accident. Encore aujourd’hui, la description de la fragmentation du combustible est une tâche complexe et relève de nombreux programmes de recherche. Le Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives (CEA), en collaboration avec ses partenaires industriels EDF et Framatome, développe la plateforme logicielle PLEIADES qui permet de simuler le comportement du combustible des différents réacteurs en situation normale de fonctionnement et en situations incidentelle et accidentelle. Au sein de cette plateforme, l’Outil de Calcul Scientifique ALCYONE est spécifiquement dédié à la simulation du comportement thermomécanique du combustible des Réacteurs à Eau sous Pression (REP), réacteurs constituant l’essentiel des réacteurs électronucléaires du parc international et de l’intégralité du parc français. Parallèlement, de nombreux programmes de recherches internationaux (irradiations, programmes de recuits et essais intégraux) ont été initiés pour mieux appréhender le comportement du combustible des REP français en situation accidentelle. L’objectif de ce stage est de modéliser des expérimentations (appelées traitements thermiques) réalisés au CEA sur des combustibles irradiés et de comparer les résultats de simulation obtenus aux mesures expérimentales. Il s’agira notamment de vérifier quel peut être l’impact des gaz créés au sein de la matrice sur la fragmentation fine du combustible, ou encore quel peut être le rôle d’une entaille de la gaine sur le comportement thermomécanique de la pastille dans le but de valider les derniers modèles implémentés dans ALCYONE. Etapes du stage : - Compréhension du comportement sous irradiation des crayons combustibles REP, - Appropriation des données expérimentales et des modèles implémentés dans ALCYONE, - Prise en main des différents outils de calculs et de post-traitements, - Mise en données et lancement des calculs, Regard critique sur la comparaison entre les résultats expérimentaux et ceux issus de la simulation

Profil du candidat : Très organisé avec un fort esprit de synthèse et capacité d'analyse

ième Formation souhaitée :Master 2 ou 3 année d'école Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

27 d'ingénieur généraliste en physique appliquée Rhône Solides connaissances en mécanique, thermique, méthodes - Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC numériques, sciences des matériaux Contact : Emmanuelle Muller ([email protected]) Durée du stage : 6 mois Renaud Masson ( [email protected]) Méthode/logiciel :Code de calcul ALCYONE de la pateforme PLEIADES /Environnement Linux, MS Word et Excel

ESC ESC Mots-clés :Mécanique et thermique 115 S Conception spécification crayons P2M

Ce stage, basé sur la conception et la spécification de Fabrication et de Contrôle des crayons FABRICE- P2M, s’inscrit dans le cadre du nouveau projet d’irradiation P2M lui-même hébergé dans le réseau FIDES piloté par l’OCDE/NEA. Ce projet vise à effectuer deux rampes de puissance avec des paliers successifs jusqu’à obtenir des fractions de combustible fondu compris entre 5 et 15% volumique. L’objectif est d’affiner la connaissance des mécanismes et des phénomènes mis en œuvre pour ces gammes de puissances linéiques combustible élevées en vue d’optimiser les marges de sûreté et le cas échéant de faciliter l’exploitation des combustibles en centrale. Les 2 crayons expérimentaux seront fabriqués, à partir de crayons irradiés en réacteur industriel, au LECA/STAR de Cadarache, et rampés dans le réacteur expérimental BR2 (Belgique) ; ils feront l’objet d’examens post-irradiation au LECA/STAR de Cadarache. Le projet est conduit par un « Core group » constitué d’EDF, du SCK∙CEN et du CEA.

L’objectif du stage est de contribuer à la conception des crayons expérimentaux qui comporteront de l’instrumentation de type thermocouple pour mesure de la température à cœur du combustible en partie basse et capteur de pression en partie haute. Le volume libre devra être dimensionné de telle sorte que le relâchement des gaz de fission puisse être correctement mesuré lors de l’irradiation en rampe par palier dans le réacteur BR2. Ce dimensionnement sera effectué à l’aide du code de calcul ALCYONE de la plateforme de simulation combustible PLEIADES du Département d’Etude des Combustibles. Dans un second temps, le stagiaire aura pour mission de rédiger la spécification de fabrication et de contrôle des 2 crayons expérimentaux FABRICE P2M, en se basant sur des exemples de spécification de crayons FABRICE fabriqués précédemment. Enfin, le stagiaire aura également à effectuer le suivi des essais de fabrication prévu en froid par les équipes du LECA/STAR et visant à mettre au point les procédés qui seront ensuite mis en œuvre en chaud au LECA/STAR pour la fabrication des crayons expérimentaux. Les essais en froid porteront notamment sur l’insertion du thermocouple après forage dans la colonne combustible (remplacée par un composé simulant pour ces opérations en froid).

Formation souhaitée :Formation généraliste ou à Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- composante Génie nucléaire ou Simulation ou Mécanique Rhône 28 Durée du stage :6 mois

Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - Méthode/logiciel :Outil de Calcul Scientifique ALCYONE Contact : Syriac Bejaoui ([email protected]) Suivi des essais de mise au point des procédés de fabrication FABRICE P2M en froid Mots-clés :Mécanique et thermique

116 ESC S Etablissement à l’aide de calculs 3D d’une corrélation 1D rendant compte des déformations des fragments des pastilles combustibles pour des Réacteurs à Eau Pressurisée

La filière des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) constitue l’essentiel des réacteurs électronucléaires du parc international et l’intégralité du parc Français. L’élément combustible de ces réacteurs est appelé « crayon » combustible et est constitué d’un empilement de pastilles cylindriques de combustible entouré d’une gaine métallique qui constitue la première barrière de confinement des matières radioactives. Lors de la première montée en puissance, des dilatations différentielles provoquent une fracturation des pastilles et une mise en diabolo des fragments ainsi générés. Ces phénomènes ont un impact sur la température du combustible et sur l’interaction mécanique entre la pastille et la gaine.

Le CEA, en collaboration avec EDF et Framatome, développe la plateforme logicielle PLEIADES qui permet de simuler, sur la base d’une approche multi-physique et multi-échelle, le comportement du combustible. Dans le code ALCYONE dédié au combustible REP, un schéma 1D en déformation plane généralisée permet de décrire le comportement thermomécanique sur toute la hauteur du crayon à l’aide d’une discrétisation en tranches axiales. Le comportement décrit au niveau de chaque tranche est donc un comportement moyen. Le schéma 3D représente un fragment de pastille permettant de calculer l’évolution des grandeurs étudiées en fonction de la hauteur et ainsi observer la différence entre les plans inter-pastilles et médian-pastilles. Cette différence entre les deux plans est notamment visible avec la mise en diabolo de la pastille mentionnée ci-avant (sur-déformation du plan inter-pastilles).

Afin d’harmoniser les modélisations 1D et 3D, une déformation est calculée dans le schéma 1D par corrélation avec le schéma 3D. Du fait d’importantes évolutions du code, il a été décidé de revisiter cette corrélation. Un premier stage a permis en 2020 d’établir une formulation analytique préliminaire ainsi qu’une méthodologie de plan d’expérience permettant d’en assurer la calibration.

L’objectif de ce stage est de finaliser la formulation et la calibration de la corrélation, puis d’en assurer la validation sur la base des résultats d’irradiations expérimentales.

Formation souhaitée :Ecole d’Ingénieur généraliste ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- MASTER 2 Solides connaissances en mécanique des 29 Rhône milieux continus et en physique des matériaux

- Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Durée du stage : 6 mois Contact : Denis Lorenzo ([email protected]) Méthode/logiciel :Plateforme logicielle PLEIADES, code Florian Marconi ([email protected]) ALCYONE Environnement Linux Langages bash, R et C++ Mots-clés :Mécanique et thermique

ESC ESC 117 S Simulation 3D du comportement mécanique de plaques combustibles lors d’irradiations en réacteur de recherche

Le Service d’Étude des Combustibles, au sein du Département d’Étude des Combustibles, a en charge le dimensionnement et l’expertise d’irradiations expérimentales de combustibles nucléaires. Certains résultats d’anciennes irradiations font ainsi l’objet d’une analyse approfondie par des simulations 3D pour des objectifs rétrospectifs de compréhension et prospectifs d’aide au dimensionnement de futures expériences.

Pour certains essais menés dans le réacteur de recherche OSIRIS (1966-2015), des déformations du gainage et du combustible ont été constatés après l’irradiation (cf. la métallographie ci-dessous). Une approche analytique sera menée pour retrouver les déformations expérimentales. Les déformations mesurées seront aussi confirmées par une simulation en 3D du comportement thermo-mécanique de ces combustibles. Une étude de sensibilité aux différentes dimensions initiales sera aussi réalisée.

L’objectif du stage est de simuler en 3D et de valider le comportement thermo-mécanique de combustible en cours d’irradiation sur la base des mesures issues d’anciennes irradiations

Cette validation sera menée avec une application basée sur le code éléments finis Castem, et se fera selon les étapes suivantes :

- rassembler les propriétés matériaux à affecter à chaque composant du système,

- mener une approche analytique pour dégager des tendances,

- simuler en 3D le comportement en irradiation de ces combustibles et les comparer aux résultats expérimentaux,

- faire une étude de sensibilité aux dimensions géométriques initiales. Intérieur du combustible

Gaine / Séparateur

Milieu réfrigérant

Piscine du réacteur OSIRIS

Métallographie du combustible irradié à étudier

Formation souhaitée : Génie matériaux, Génie nucléaire Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 5-6 mois Rhône 30 Méthode/logiciel : Analyse de compte rendu d’anciennes Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC - irradiations, Calculs sur plateforme PLEIADES, Castem, Linux Contact : Vincent Bouineau ([email protected]) Mots-clés :Matériaux,Mécanique et thermique David Gentet ([email protected])

118 SESC SESC Simulation d’un dispositif d’essai mécanique à hautes températures sur combustible irradié

Le Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA) développe en collaboration avec ses partenaires industriels EDF et Framatome des essais de caractérisation du comportement mécanique des combustible nucléaire oxyde. Ce sujet s’intéresse au développement d’un dispositif d’essais mécaniques à hautes températures sur combustible irradié. Ces travaux s’inscrivent dans le cadre des études sur l‘interaction pastille-gaine dans les crayons combustibles des centrales nucléaires. En effet, l’exploitant doit assurer et démontrer l’intégrité de l’ensemble des crayons en toutes situations. Or, les contraintes mécaniques subies par la gaine, première barrière de sûreté, sont reliées aux propriétés viscoplastiques du combustible. La simulation actuelle du comportement du combustible s’appuie sur une approche empirique basée sur les propriétés viscoplastiques du combustible vierge, ainsi que l’ajustement des paramètres suite aux examens post-irradiatoires des combustibles issus de centrales nucléaires. Le projet, qui pourrait se poursuivre par une thèse, contribuera à dépasser ce cadre en permettant d’accéder aux propriétés du combustible irradié et à leur évolution en fonctionnement. Les essais qui seront alors réalisés sur céramiques irradiées permettront ainsi de valider les lois de comportement proposées L’objectif de ce stage a pour but de consolider les études de conception du dit dispositif. Il s’agit de mettre en place une approche numérique tant au niveau de la conception que de l’interprétation des résultats expérimentaux. Le stage de simulations numériques comportera donc deux volets: - Réalisation “d’expériences numériques” simulant cet essai dans le but d’optimiser la géométrie des échantillons et le mode de sollicitation aux regards du comportement du matériau attendu et des capacités expérimentales, - Simulation thermomécanique du dispositif pour valider son dimensionnement.

Formation souhaitée :3ième année d’école d’ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

31 31 étudiant en Master II. Maîtrise souhaitée des éléments Rhône

- finis (bases théoriques et pratiques). Unité concernée : IRESNE/DEC/SESC Durée du stage : 6 mois Contact : Christian Colin ([email protected]) Méthode/logiciel : code Cast3M et/ou du code COMSOL Thomas Helfer ([email protected]) Mots-clés :Mécanique et thermique

119 SESC SESC

SMTA DTN STCP 121

LCIT

LTHC

LISM STCP LETH DTN SMTA LTPS

LETS

123

Mise en œuvre et tests d’une mesure de température par fibre optique

La mesure de température à l’intérieur d’un écoulement en conduite confinée et non-transparente ne peut pas reposer sur des mesures intrusives ou optiques (e.g. de type TLIF ou cristaux sensible à la température). Dans ce contexte, la mise en œuvre de mesure de température par fibre optique est envisagée sur le centre CEA de Cadarache au STCP/LTHC. Le sujet de stage repose sur deux parties. La première est théorique avec un travail de bibliographie et synthèse du principe scientifique de la mesure et de ses possibles artefacts, e.g. différenciation étirement et température dans la mesure.

La deuxième partie est expérimentale avec la mise en œuvre d’un dispositif de mesure et la définition de tests expérimentaux. Ces tests permettront de modifier/contrôler les conditions de température et d’écoulement afin de quantifier la mesure, incluant ses incertitudes et ses biais potentiels. Pour cela l’étude s’appuiera sur des boucles expérimentales et des salles/halls dédiés à la R&D.

Figures from “Distributed temperature sensing inside a 19-rod bundle”, S. Lomperski, N. Bremer, C. Gerardi, Nuclear Engineering and Design 319 (2017) 201–209

Formation souhaitée : dernière année de cycle Ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois 01 Rhône Méthode/logiciel : fibre optique

- Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LTHC Mots-clés : thermo-hydraulique, fibre optique, Small Modular Contacts : Manon BOTTIN ([email protected]) Reactor, nucléaire Lionel ROSSI ([email protected])

TCP TCP 125 S Étude expérimentale sur le comportement sismique d'une ligne de trois assemblages combustibles

Lors d'un tremblement de terre, les assemblages Le but de ce stage est de réaliser de nouvelles combustibles d'un REP (réacteur à eau pressurisée) expériences et d'évaluer les influences majeures de peuvent être mis en mouvement. En cas de forte ces paramètres sur le comportement des excitation, ces mouvements peuvent provoquer des assemblages. Néanmoins, le candidat effectuera des chocs entre les assemblages. De ce fait, il est travaux d’analyse de la méthodologie des acquisitions nécessaire de mieux comprendre la dynamique des des données (fiabilité, incertitude, répétitivité). assemblages de combustible et de disposer d'outils permettant de prévoir l'intensité des vibrations des assemblages de combustible lors d'un tremblement Compétences souhaitées : de terre. C'est dans ce cadre qu'une action de R&D est menée au laboratoire du CEA pour étudier le Connaissances en mécanique des structures et en comportement dynamique des assemblages de mécanique des fluides, traitement du signal. combustible sous écoulement axial. Intérêt pour le travail expérimental, l'analyse de Au cours des dernières décennies, plusieurs données et le codage (ex : matlab, python). dispositifs expérimentaux utilisant des assemblages combustibles à échelle réelle et réduite ont été construits au CEA et des essais ont été réalisés. La dernière installation nommée Eudore, mets en œuvre une ligne de trois assemblages à échelle réduite soumise à un écoulement avec la possibilité d'appliquer une excitation sismique à l'ensemble de la section d'essai. L'instrumentation développée permet de mesurer les déplacements des fluctuations de pression au niveau des parois, les forces d'impact et le champ de vitesse du fluide par technique optique (Laser Doppler Velocimetry, LDV, et Particle Image Velocimetry, PIV), dans le but de caractériser le comportement hydromécanique des assemblages combustible.

Formation souhaitée : dernière année de cycle Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Ingénieur Rhône Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LTHC 02 Méthode/logiciel : Expérimental Contacts : Guillaume RICCIARDI - Mots-clés : interaction fluide-structure, EPR, nuclear ([email protected]) Lorenzo LONGO ([email protected])

126 TCP S Validation expérimentale d'un modèle éléments finis de capteur ultrasonore haute température

Le laboratoire Instrumentation Systèmes et Méthodes (LISM) est spécialisé dans le développement de capteurs haute température, notamment le Traducteur Ultra Sonore Haute Température (TUSHT) capable de résister à 600°C. Les applications possibles pour ce capteur sont nombreuses et variées dans le domaine nucléaire mais aussi dans l’industrie en général. Cependant, chaque application nécessite une adaptation spécifique de sa géométrie (taille globale, épaisseur et diamètre de la pastille piézoélectrique et des électrodes, etc.). Pour concevoir un capteur dont les performances (sensibilité, taille du faisceau, résolution axiale et latérale) conviennent aux spécifications, le modèle numérique éléments finis est un outil précieux. Un modèle éléments finis du capteur TUSHT a été développé sous COMSOL®. Il permet, à partir d’une excitation électrique imposée en entrée, de calculer le champ de pression acoustique rayonné. Ce modèle nécessite une validation expérimentale.

Le stagiaire effectuera donc une expérience de mesure du champ acoustique rayonné par un des TUSHT disponibles au laboratoire. Cette expérience consiste à immerger en eau le capteur dans une cuve ultrasons disposant d’une table de déplacement multiaxes. Le champ rayonné par le capteur est mesuré par un hydrophone effectuant un balayage du domaine insonifié par le TUSHT. Sur la base de scripts Matlab existants au laboratoire, le stagiaire écrira un programme sous PYTHON permettant d’obtenir une image du champ rayonné à partir des signaux enregistrés par l’hydrophone. Il s’agira par ailleurs d’exploiter les champs calculés sous COMSOL® pour obtenir aussi une image du champ rayonné et la comparer à l’image expérimentale.

Formation souhaitée : Master 2 Recherche ou dernière Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

03 année de cycle Ingénieur en acoustique, ou Rhône

- Instrumentation/Mesure, ou mécanique Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM Durée du stage : 6 mois Contact : Kévin PAUMEL ([email protected] ) Méthode/logiciel : COMSOL, PYTHON Mots-clés : acoustique, simulation numérique

TCP TCP 127 S Simulation d’un modèle vibratoire d’un tuyau métallique chargé de fluide et couplé à des brides.

Les coques cylindriques (i.e. tuyauteries) raidies permettent de modéliser de nombreux systèmes industriels. C’est pourquoi, de nos jours, l’étude de leur comportement vibro-acoustique suscite beaucoup d’intérêt. Décrire le comportement de coques raidies est délicat du fait de la présence des raidisseurs (i.e. les brides) qui modifie fortement le comportement vibratoire de la tuyauterie. Ces caractéristiques peuvent être exploitées pour contrôler les caractéristiques de la tuyauterie en fonction des fréquences de vibrations mesurées. Dans ce cadre un modèle analytique du comportement vibratoire d’une tuyauterie couplée à des brides a été développé et validé numériquement. Nous cherchons donc à étudier d’autres configurations plus complexe du système, ainsi que des effets particuliers non pris en compte par le modèle analytique développé comme l’effet des appuis ou des extrémités de la tuyauterie, ou encore l’anisotropie du matériau.

Une boucle expérimentale correspondant à la configuration étudiée pourra aussi être utilisée pour valider la simulation et permettre d’étudier l’effet de certains éléments. Le stagiaire devra se familiariser avec l’outil de simulation COMSOL en partant des cas d’applications du logiciel. Il devra ensuite bâtir deux modèles à la géométrie étudiée, l’un avec des éléments 3D et un autre avec des éléments coques. Il devra ensuite définir la série de cas simples permettant de valider le modèle EF. Une fois le modèle EF validé, le stagiaire sera amené à réaliser une étude plus complète qui consiste en des configurations plus complexes (i.e. une tuyauterie couplée à plusieurs brides …etc.) et définir tous les éléments et paramètres pouvant impacter le comportement vibratoire du système étudié. Compétences souhaitées : spécialité mécanique vibratoire ; Savoir agir en autonomie ; Démontrer de bonnes aptitudes au travail d’équipe ; Avoir une capacité à comprendre les éléments d’une situation et à mettre des points de vue constructifs et pertinents.

Formation souhaitée : école d'ingénieur (en bac+5) ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- formation équivalente, spécialité mécanique vibratoire Rhône Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM 04 Méthode/logiciel : COMSOL Contacts : Frédéric MICHEL ([email protected]) - Mots-clés : Mécanique vibratoire, simulation Sanae SERBOUT ([email protected]) numérique.

128 TCP S Mise en place d'une tomographie d'impédance électrique pour détecter des bulles dans le sodium liquide.

La tomographie d'impédance électrique a été testée avec succès pour détecter une poche d’air ou un objet isolant dans de d'eau. Pour cela, des électrodes sont placées en périphérie de la conduite et la résistance de chaque chemin possible entre les électrodes est mesurée. Ensuite, une reconstruction d’image, en utilisant une simple méthode inverse, est effectuée pour localiser les zones non conductrices. Cette méthode a déjà été mise en place dans le cadre d’une thèse dans notre service et permet d’obtenir des images en temps réel. La compréhension et la prise en main du dispositif en eau pourront être effectuées en début de stage. Nous voulons maintenant pouvoir l'appliquer à un métal liquide. La grande difficulté est que les résistances à mesurer (et encore plus les variations de résistance) sont alors extrêmement faibles. Il faudra donc mettre en place un montage particulier similaire à un pont de Wheatstone pour la mesure de telles résistances.

Il faudra aussi montrer comment il est possible de compenser les variations des résistances (avec la température, le temps, …) des fils électriques utilisés sur le montage. Le montage sera d’abord mis en place par le stagiaire sur un récipient en acier représentatif d’une conduite et contenant du sodium dans lequel une tige ou bille isolante sera positionnée. La localisation ainsi qu’une estimation du volume de l’isolant devra être démontrée par reconstitution d’image à partir des mesures. Plusieurs dispositions des électrodes pourront être testées. La définition du premier montage et la commande du matériel nécessaire devra rapidement être faite en début de stage pour que le montage puisse être réalisé en milieu de stage. En parallèle, un travail de bibliographie sera effectué. Il concernera la minimisation et compensation des incertitudes sur les résistances liées à la température, ainsi que la tomographie par induction magnétique (qui pourra aussi être testée lors du stage). Le dispositif ad hoc devra ensuite être appliqué à une conduite contenant un écoulement de sodium liquide à haute température avec des bulles (sur le banc d’essai Smog). Ce dispositif final sera testé en fin de stage.

Possibilité de poursuite en thèse

Formation souhaitée : Stage ingénieur ou Master 2, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

05 compétences électricité, instrumentation, physique et/ou Rhône

- traitement numérique. Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM Durée du stage : 6 mois Contacts : Frédéric MICHEL ([email protected]) Méthode/logiciel : Numpy Mots-clés : tomographie électrique, nucléaire, sodium

TCP 129 S Essais en eau d'imagerie acoustique à partir de bruit ambiant

Pour la sureté des installations industrielles, notamment nucléaires, une surveillance sensible et précise est demandée, avec des contraintes fortes sur l’environnement et la localisation des capteurs. Dans ce but, des méthodes d’auscultation acoustique passive et de traitement des données sont actuellement développées par le CEA. Elles consistent à élaborer des procédures d’imagerie en exploitant principalement les sources acoustiques et vibratoires ambiantes. Le principe repose sur l’utilisation de la cohérence spatio-temporelle entre les signaux obtenus avec une antenne de récepteurs. Lors du stage, il s’agira d’étudier le lien entre l’imagerie et une boite de forme simple (parallélépipédique ou cylindrique). Lors d’une première série d’expériences, une source de bruit particulière, plongée dans un bruit ambiant, devra être localisée dans la boite, les capteurs étant positionnés dans la boite ou à l’extérieur.

Dans une autre expérience, il faudra montrer comment on peut, en travaillant sur les réverbérations des bruits ambiants, déterminer la position et la forme des parois de la boite. Enfin, il faudra pouvoir mettre en lumière toute modification de cet environnement (objet ajouté, déplacement ou déformation). Les expériences devront être montées et réalisées dans un bac rempli d’eau. Les modes de production du bruit diffus utilisable, bruits ambiants à large gamme de fréquence, seront étudiés et mis en place par le stagiaire. Selon les conditions, plusieurs méthodes numériques de reconstitution de l’image devront être utilisées. Le stagiaire devra enfin préparer par recherche bibliographique les méthodes appropriées et les futurs objets expérimentaux qui pourront être utilisés dans une thèse proposée par la suite.

Possibilité de poursuite en thèse

Formation souhaitée : Stage ingénieur ou Master 2, Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- compétences acoustique, mathématiques, informatique. Rhône Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM 06 Méthode/logiciel : Numpy, COMSOL Contacts : Frédéric MICHEL ([email protected]) - Mots-clés : imagerie acoustique

130 TCP S Etude thermique de nouveaux modèles du capteur Coef h couches minces

Le capteur Coef h est un capteur développé au CEA à l’origine pour mesurer le chargement thermique dans les zones de mélange en réacteur. Ce capteur a été ensuite valorisé dans l’industrie sur des installations et bancs d’essais (sur un disque de frein pour les automobiles - Renault, sur une maquette process pour le pétrole - IFPEN). Il permet de mesurer toutes les caractéristiques d’un transfert de chaleur (température fluide, paroi, flux de chaleur) en local et avec une excellente dynamique. Par rapport aux capteurs de flux du commerce, il mesure en plus directement le coefficient d’échange. Il a également été utilisé pour la qualification des approches RANS et LES des codes CFD avec prise en compte de la paroi. Dans le cadre du développement du capteur Coef h un nouveau modèle de capteur est en cours de développement. Il s’inspire des techniques couches minces céramique LTCC. L’étude thermique a déjà été réalisée en 2020 pour le premier modèle.

Nous souhaitons définir de nouveaux modèles pour répondre à des conditions de transferts thermiques dites à haut flux, bas flux, en conditions permanente et en dynamique. Ces conditions sont atteintes en jouant sur les caractéristiques physiques des céramiques (conductivité), des paramètres géométriques du capteur et du choix des pistes résistives en platine en prenant soin de respecter les critères de précision et de non intrusivité de la mesure thermique. Il est également prévu d’étudier la thermique du capteur dans une configuration géométrique courbe dans le cadre de l’utilisation potentielle du capteur sur des échangeurs à tubes. Compétences Souhaitées - Thermique sur les trois modes (conduction, convection, et rayonnement) ; - Thermo-hydraulique et mécanique des fluides ; Matériaux ; Savoir utiliser les codes E.F (Comsol) ; Si possible les codes CFD (fluent) ; Être autonome. Remarque Cette étude est soumise à des conditions de confidentialité.

Formation souhaitée : Bac + 5 , écoles d’ingénieurs Localisation du stage : CADARACHE, St-Paul-lez-

07 Durée du stage : 6 mois Durance, Bouches-du-Rhône

- Méthode/logiciel : CONSOL FLUENT Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM Mots-clés : Transferts thermiques Contact : Olivier BRAILLARD ([email protected])

TCP 131 S Mesure de débit par intercorrélation de signaux thermiques, modélisation, expérimentation, traitement du signal

Le Laboratoire d’Instrumentation Systèmes et Méthodes (LISM) de la Direction des Energies du CEA contribue au développement de l’instrumentation des réacteurs nucléaires expérimentaux, des réacteurs à eau pressurisée, des prochaines générations de réacteurs et des technologies pour les Energies décarbonées. Les systèmes de production d’énergie mettent en œuvre des fluides caloporteurs pour assurer le transport de la chaleur. La connaissance du débit de ces fluides est essentielle. A cette fin, le LISM développe, entre autres, des débitmètres qui exploitent le signal thermique porté par un écoulement de fluide inhomogène thermiquement. Cette technique repose sur les signaux de plusieurs transducteurs de température placés au fil de l’écoulement. Ces signaux sont relevés et analysés pour déduire la vitesse d’écoulement et donc le débit de fluide.

L’objectif du stage est de contribuer à l’amélioration de la connaissance de cette technique de mesure et des moyens nécessaires à sa caractérisation. Il s’agira : - de modéliser l’écoulement, - d’améliorer la chaîne d’acquisition de données, - d’améliorer le traitement du signal, - de définir et implanter des moyens de caractérisation expérimentale, - de réaliser des essais sur un écoulement d’eau pour valider les améliorations proposées.

Compétences souhaitées : - Connaissances théoriques / expérimentales : transmission de la chaleur, mécanique des fluides, instrumentation, acquisition de données, traitement du signal, modélisation par éléments finis ou volumes finis ; - Savoir agir en autonomie ; - Démontrer de bonnes aptitudes au travail d’équipe ; - Etre force de proposition face à une problématique nouvelle ; - Aisance dans la réalisation d’essais et manipulations expérimentales.

Formation souhaitée : école d'ingénieur (en bac+5) ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- formation équivalente, spécialité mécanique des Rhône fluides / thermique Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM 08

Durée du stage : 6 mois Contacts : Frédéric REY ([email protected]) - Méthode/logiciel : Calculs par éléments finis (Comsol, Ansys Fluent, Open Foam), acquisition de données (Laview), traitement du signal (Python)

132 Mots-clés : débitmétrie, thermique, signal, simulation. TCP S Mesure de débit par débitmètre à distorsion de flux, électronique embarquée d’acquisition et traitement du signal

Le Laboratoire d’Instrumentation Systèmes et Méthodes (LISM) de la Direction des Energies du CEA contribue au développement de l’instrumentation des réacteurs nucléaires expérimentaux, des réacteurs à eau pressurisée, des prochaines générations de réacteurs et des technologies pour les Energies décarbonées. Certains systèmes de production d’énergie mettent en œuvre des caloporteurs métalliques liquides pour assurer le transport de la chaleur. La connaissance du débit de ces fluides est essentielle. A cette fin, le LISM développe des débitmètres à distorsion de flux (DDF) reposant sur l’interaction d’un champ magnétique avec la vitesse d’écoulement d’un métal liquide. Ils doivent être alimentés par un courant électrique de fréquence et de forme spécifiques. Les signaux qu’ils délivrent nécessitent un traitement mathématique adapté pour déduire la vitesse d’écoulement du fluide.

Dans le cadre du stage, la contribution proposée s’inscrit dans le développement d’un système embarqué d’instrumentation capable de fournir le courant nécessaire au DDF et d’acquérir et traiter les signaux qu’il retourne. Ce système devra être communiquant pour transmettre des informations synthétiques issues de ses mesures. Dès son arrivée au laboratoire, le stagiaire bénéficiera de matériels lui permettant de prototyper immédiatement. L’objectif est d’avoir un prototype fonctionnel à la fin du stage. Compétences souhaitées : Electronique analogique et numérique, systèmes embarqués (microcontrôleurs STM32F7), traitement du signal, protocoles de communication MtM (SDIO, SPI, OneWire, etc..), modélisation SPICE, conception sous logiciel de CAO électronique ; Savoir agir en autonomie ; Démontrer de bonnes aptitudes au travail d’équipe ; Etre force de proposition face à une problématique nouvelle ; Aisance dans le prototypage électronique et la mise au point expérimentale.

Formation souhaitée : école d'ingénieur (en bac+5) ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, équivalent, spécialité électronique, systèmes 09 Bouches-du- Rhône embarqués - Unité concernée : IRESNE/DTN/STCP/LISM Durée du stage : 6 mois Contacts : Frédéric REY ([email protected]) Méthode/logiciel : logiciel de CAO (EasyEDA, DesignSpark), simulation SPICE, True Studio, CubeMX Mots-clés : débitmétrie, thermique, signal, simulation

TCP 133 S

LMCT

STCP LMTE DTN SMTA LMN

LMAG

135 LEAG

Typologie de milieux favorables au Lézard ocellé (Timon lepidus) et évaluation des continuités écologiques sur le centre de Cadarache

Le Centre de Cadarache (13) s’inscrit en bordure de la vallée de la Durance, en rive gauche, au niveau de la confluence avec le Verdon, entre trois entités écologiques d’importance : le Bas-Verdon à l’est, la Montagne Sainte-Victoire au sud-ouest et le Luberon au nord-ouest. Il s’intègre donc dans un secteur de haute valeur patrimoniale pour la faune et de la flore. Cette variété de milieux naturels est favorable au développement d’une flore et d’une faune diversifiées parmi lesquelles plusieurs espèces remarquables d’intérêt patrimonial, parmi lesquelles figure le lézard ocellé (Timon lepidus). Cette espèce présente dans le pourtour méditerranéen, assez rare et déterminante pour la désignation des ZNIEFF en PACA présente des enjeux de conservation forts.

Le stage proposé a pour principal objectif de réaliser des investigations de terrain sur le centre de Cadarache (dans et hors clôture) afin d’identifier une typologie des habitats favorables au lézard ocellé et des continuités écologiques potentielles sur le site de Cadarache. Cette étude s’inscrit dans un projet plus global qui porte sur une meilleure connaissance des habitats et des espèces présentes sur centre de Cadarache, afin de proposer une gestion écologique pérenne et raisonnée qui intègre à la fois les enjeux de conservations des individus et les fonctionnalités du territoire.

Le travail se scindera en plusieurs étapes : - Etape n°1 : Investigations de terrain. Le stagiaire sera amené à réaliser des observations de terrain afin d’identifier des individus et/ou des indices de présence et d’évaluer les facteurs les plus pertinents qui permettent de supposer la présence du lézard ocellé. - Etape n°2 : Elaboration d’une typologie des mosaïques de milieux favorables au Lézard ocellé au sein du site de Cadarache intra- et extra- clôture. - Etape n°3 : Cartographie des zones à potentialités de présence pour le lézard ocellé. - Etape n°4 : Définition des critères de continuités écologiques pour le lézard ocellé, et cartographie des continuités écologiques potentielles s’appuyant sur la cartographie des potentialités en habitats.

Formation souhaitée : 3ième année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 Rhône 01

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMTE – Méthode/logiciel : Modélisation pluie/niveau Contacts : Benoît CHARASSE ([email protected]) Mots-clés : Analyses écologiques, potentialités de présence, Investigation de terrain, Lézard Ocellé

137 MTA S Modélisation des transferts de substances dans l'environnement

Le stage proposé s'effectue au sein du Laboratoire de Modélisation des Transferts dans l'Environnement (LMTE). Le LMTE a pour missions : - de mettre en place des outils permettant de décrire et de prédire la migration des polluants dans l'environnement des installations (nucléaires, chimiques, etc.) et d'estimer l'impact associé, - de réaliser des études globales de performances, d'impact et de sûreté pour des installations (nucléaires ou non) de la DES, de ses partenaires industriels ou de collectivités. Au sein de ce laboratoire sont utilisés et développés des outils de modélisation des transferts de polluants chimiques ou radioactifs dans l'environnement (biosphère) et dans la chaine alimentaire de l'homme (modèles multimédia).

L'objectif de la mission est d'améliorer les outils existant de transfert de substances chimiques et radioactives en les spatialisant et en améliorant leur ergonomie. Les outils concernés sont : - l’outil de transfert de substances radioactives vers la faune et la flore sauvages consommées par l'homme (gibier, pêche, cueillette) ; - l’outil de transfert de substances chimiques dans la chaine alimentaire de l'homme (modèles multimédia).

Les modèles physiques seront à programmer sous un langage de type python ou C++.

Formation souhaitée : 3ième année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

02 Master 2 Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMTE Méthode/logiciel : Python ou c++, visual basic, QGIS Contacts : Emilie COHENNY ([email protected]) Mots-clés : Calcul d’impact, modélisation, modèle

MTA MTA multimédia 138 S Analyse corrélatoire et spectrale en vue de la réalisation d’un modèle pluie/niveau par réseau de neurones artificiels

L’objectif de ce travail est d’étudier des données piézométriques et pluviométriques du site CEA de Cadarache actuellement disponibles en réalisant une analyse corrélatoire et spectrale.

Ce travail constituerait une étape préliminaire d’identification des données d’entrées jugées les plus pertinentes en vue de l’élaboration d’un modèle pluie/niveau par réseau de neurones artificiels. L’élaboration de ce réseau de neurones serait proposée dans le cadre d’un sujet de thèse qui débuterait en octobre 2021 en collaboration avec Hydro Sciences Montpellier (HSM) et l’Ecole des Mines d’Alès.

ième Formation souhaitée : 3 année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2

Rhône 03

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMTE - Méthode/logiciel : Modélisation pluie/niveau Contacts : Sebastien MORILHAT Mots-clés : Hydrogéologie, piézométrie, pluviométrie, ([email protected]) modèle pluie-niveau, analyse corrélatoire, analyse spectrale, risque inondation

139 MTA S Etude des conditions météorologiques à prendre en compte pour les calcul en situation accidentelle sur le site du CEA Marcoule

Le stage s'effectue au sein du Laboratoire de Modélisation des Transferts dans l'Environnement (LMTE). Le LMTE a pour missions : - de mettre en place des outils permettant de décrire et de prédire la migration des polluants dans l'environnement des installations (nucléaires, chimiques, etc.) et d'estimer l'impact associé, - de réaliser des études globales de performances, d'impact et de sûreté pour des installations (nucléaires ou non) de la DES, de ses partenaires industriels ou de collectivités.

Dans ce cadre, le CEA doit utiliser pour ces calculs des conditions météorologiques (vent, pluviométrie) à la fois représentatives de ses sites et raisonnablement pénalisantes vis-à-vis de la dispersion atmosphérique.

Le choix de ces conditions est basé sur une analyse statistique pluriannuelle des conditions mesurées et d’une analyse de sensibilité de ces paramètres vis-à-vis de l’impact calculé aux populations de référence du site.

Le stage en objet consiste à proposer de manière argumentée des conditions à retenir dans le cas du site de Marcoule (Gard), en se basant sur les données archivées et les caractéristiques du site. Le stagiaire serait basé sur le site de Cadarache (Bouches-du-Rhône) avec d’éventuels déplacements sur Marcoule.

Formation souhaitée : 1 ou 2ième année Ecole Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- 04 d’Ingénieur ou Master 1 Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMTE Méthode/logiciel : Moyens informatiques, codes de Contacts : Yves MARGERIT ([email protected]) calcul d’impact, base de données météorologiques Mots-clés : Statistiques, calculs d’impact, aérologie

MTA MTA 140 S Faisabilité de l’utilisation du radon dissous comme traceur de l’origine des eaux souterraines et des eaux de surface sur et à proximité du site de Cadarache.

L’analyse de traceurs radioactifs naturels pour évaluer les échanges entre les eaux de surface et les eaux souterraines s’est développée depuis une vingtaine d’année avec des applications de plus en plus nombreuses. Le radon (222Rn) est l’un de ces traceurs ; c’est un isotope radioactif gazeux de courte période (T 1/2 = 3,8 jours) et sa constante de désintégration est de 0,1824 j-1 ; 222Rn est produit par la désintégration de son père radioactif le 226Ra qui se trouve à l’état dissous. Les concentrations en 222Rn dans les eaux souterraines sont généralement plus élevées que dans les eaux de surface du fait principalement que les temps de contact entre roches et solutions sont plus longs en milieu souterrain.

C’est à partir de l’étude de ces contrastes de concentrations, combinés à une bonne connaissance de la géologie et de la lithologie locales, que des modèles conceptuels interprétatifs permettant de remonter à l’origine des eaux et à la quantification des flux entrants et sortants entre les différents compartiments du milieu hydrogéologique, peuvent être proposés.

Le LMTE s’est récemment doté d’un appareil de mesure du 222Rn et d’un kit d’extraction de ce gaz dans les solutions aqueuses. L’objectif du stage est 1) de définir un mode opératoire d’échantillonnage et de conditionnement adapté aux eaux de sources, de surface et aux eaux souterraines, 2) d’établir un mode opératoire pour la réalisation d’analyses de qualité (sur le terrain ou en laboratoire), 3) piloter et réaliser une (ou plusieurs) campagnes de mesures sur le terrain (analyses ponctuelles d’eaux souterraines, d’eaux de sources et réalisation d’un transect le long d’un cours d’eau avoisinant le site), 3) interpréter les différents résultats obtenus.

Exemple de bilan de masse en rivière réalisable à partir de la mesure du radon dissous (tiré de Radakovitch et Mayer, 2018)

Formation souhaitée : Master 2 Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Durée du stage : 6 mois

Rhône 05

Méthode/logiciel : Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMTE - Mots-clés : Radon, chimie analytique, Eaux Contacts : Jean Eric LARTIGUE ([email protected]) souterraines, Sources, Rivières, Géochimie des interactions eaux/roches

141 MTA S Etude de l’évaporation du sodium liquide dans l’argon en convection forcée. Application aux expériences NALA

Les Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na) constituent la principale filière de recherche pour les réacteurs nucléaires du futur, dits de « 4e génération ». Ces réacteurs doivent permettre la fermeture complète du cycle du combustible, optimisant ainsi l’utilisation de la ressource Uranium et réduisant la production de déchets nucléaire à Haute Activité et Vie Longue. Ils doivent également présenter un niveau de sûreté supérieur à celui des réacteurs actuels (2e et 3e génération), en particulier en ce qui concerne leur comportement au cours des accidents entrainant la fusion du cœur (les plus extrêmes et les plus improbables), appelés « Accidents Graves ». Le Laboratoire de Modélisation des Accidents Graves (LMAG) est chargé de la modélisation physique et du développement des codes de calculs pour ces accidents pour les réacteurs de 2e, 3e et 4e génération.

L’objectif du stage est de développer (langage JAVA) un outil de calcul capable de prédire le taux d’évaporation du sodium au niveau de l’interface entre le sodium primaire et le ciel de pile, avec une description de type « 0D » ou « multi-0D » du problème. La qualité des prédictions du modèle sera évaluée par comparaison avec les expériences NALA sur le relâchement de produits de fission par évaporation sodium à échelle laboratoire (1980s à FZK en Allemagne).

Un premier modèle fonctionnel a été développé au cours d’un stage précédent et constitue une bonne base pour les travaux futurs. Il est proposé de poursuivre ces travaux avec la démarche suivante : • Formation à l’utilisation de la plateforme PROCOR (Tutoriels à effectuer en autonomie, mais avec assistance si besoin !) • Reprise et enrichissement de la bibliographie sur les modèles d’évaporation initiée lors du stage précédent • Prise en main du modèle PROCOR développé lors du stage précédent, réflexion sur la structure du modèle et modification éventuelle • Etude de validation par comparaison avec la base expérimentale (NALA) • Documentation de l’outil (notice physique).

Formation souhaitée : 3ième année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

06 Master 2 Rhône

- Durée du stage : 4 à 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMAG Méthode/logiciel : Modélisation physique, Simulation Contacts : Rémi CLAVIER ([email protected]) numérique, Développement informatique (Objet, si possible JAVA) Mots-clés : RNR-Na, Accident Grave, Evaporation,

MTA MTA PROCOR 142 S Interpolation de base de données thermodynamiques tabulées – application aux accidents graves des réacteurs nucléaires

Ce travail s'inscrit dans le contexte de l'étude des accidents graves des réacteurs à eau légère (REL) dans le but d'améliorer les moyens de prévention et mitigation associés. Dans ce cadre, la phénoménologie du bain de corium (métaux et oxydes sous forme liquide issus de la fusion des matériaux du cœur du réacteur) qui peut se former suite à la perte du refroidissement et la dégradation qui s'en suit du cœur du réacteur est un élément clé. Le comportement des matériaux joue un rôle primordial dans cette phénoménologie.

Dans ce contexte, le laboratoire LMAG du CEA Cadarache travaille sur la modélisation de la propagation du corium et développe la plateforme PROCOR dont la finalité est la simulation d’une partie de la séquence de propagation du corium lors de l’accident grave. La plateforme est composée de modèles physiques, pour lesquels, la simulation du comportement des matériaux est liée aux données thermodynamiques.

Le calcul des données thermodynamiques est réalisé par des codes externes à PROCOR (par ex. les codes GEMINI, OpenCalphad ou NucleaToolbox) qui minimisent l’énergie de Gibbs du système pour trouver l’équilibre thermodynamique avec la méthode CALPHAD. Les matériaux d’intérêt sont multicomposants (composés d’Uranium, de Zirconium, d’Oxygène et des éléments de l’acier).

Il s’agira d’abord, pour ce stage, de tester la structure et la méthode de construction d’une base tabulée. La construction comprend des stratégies de vérifications croisées avec plusieurs codes et un raffinement local de la grille de tabulation afin de contrôler la précision des résultats tout en limitant l’augmentation de la taille de la base.

Ensuite, on s’attachera à améliorer l’interfaçage avec PROCOR et pourra mettre en œuvre différentes méthodes d’interpolation des équilibres afin de déterminer la plus adaptée à notre contexte. Pendant cette étape, une participation à un Benchmark (afin de comparaison avec un autre outil) est envisagée.

Formation souhaitée : 3ième année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 Rhône Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMAG 07 Méthode/logiciel : Matériaux, Calcul scientifique, Contacts : Benoît HABERT ([email protected]) - Simulation numérique et Modélisation physique Mots-clés : Equilibres thermodynamiques, Tabulation, Interpolation, simulation numérique, corium, accidents graves, réacteurs nucléaires

143 MTA S Simulation numérique du transfert de chaleur dans un solide poreux – application aux accidents graves des réacteurs nucléaires

Ce travail s'inscrit dans le contexte de l’étude des accidents graves des réacteurs à eau légère (REL) dans le but d'améliorer les moyens de prévention et mitigation associés. Dans ce cadre, la phénoménologie du bain de corium (métaux et oxydes sous forme liquide issus de la fusion des matériaux du cœur du réacteur) qui peut se former suite à la perte du refroidissement et la dégradation qui s'en suit du cœur du réacteur est un élément clé. Pour des réacteurs de puissance limitée, ce corium en fond de cuve peut présenter une fraction de solide bien plus importante que pour un réacteur de puissance élevée (comme les réacteurs du parc français). En conséquence, la simulation précise de la conduction dans ce « corium solide » (qui peut être associé, soit à la solidification du corium initialement liquide, soit à des particules solides suivant les mécanismes de relocalisation du cœur fondu) devient importante pour évaluer les flux de chaleur à l’interface avec la paroi de la cuve. Ce stage s’intéressera à la simulation numérique du transfert de chaleur d’un solide chauffé en volume et refroidi à sa frontière externe. Ce solide peut être poreux et, de par les niveaux de température atteint, le rayonnement intra-pore peut influer de manière non-négligeable sur la distribution de température et in fine, sur les flux de chaleur à l’interface refroidi. Par ailleurs, sous l’effet de la chaleur le « cœur » de ce solide peut fusionner de telle sorte que des mouvements convectifs peuvent se mettre en place et, à nouveau, influer sur le transfert de chaleur dans le système. Sur la base du logiciel libre de « Computational Fluid Dynamics » (CFD) TrioCFD développé au CEA, ce stage consistera à la mise en place d’une modélisation et la réalisation de simulations numériques dédiées au comportement de ce corium solide. En partant de la situation la plus simple (corium tout solide et non- poreux), cette modélisation sera petit à petit enrichie pour tenir compte des effets de porosité et de fusion d’une partie du solide. Elle permettra une analyse paramétrique dont la quantité d’intérêt est le flux à la surface refroidie qui pourra être comparé avec les résultats obtenue par une modélisation intégrale de la plateforme PROCOR.

Formation souhaitée : 3ième année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du-

08 Master 2 Rhône

- Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMAG Méthode/logiciel : Simulation numérique et Modélisation Contacts : Romain LE TELLIER ([email protected]) physique, Thermique et mécaniques de fluides, Calcul Louis VIOT ([email protected]) scientifique Mots-clés : modélisation, simulation numérique,

MTA MTA thermique, corium, accidents graves, réacteurs nucléaires 144 S Études paramétriques et statistiques sur un ensemble de paramètres physiques – application aux accidents graves dans les réacteurs à eau légère

Ce travail s'inscrit dans le contexte de l’étude des accidents graves des réacteurs à eau légère (REL) dans le but d'améliorer les moyens de prévention et mitigation associés. Dans ce cadre, la phénoménologie du bain de corium (métaux et oxydes sous forme liquide issus de la fusion des matériaux du cœur du réacteur) qui peut se former suite à la perte du refroidissement et la dégradation qui s'en suit du cœur du réacteur est un élément clé. Par exemple, dans une approche de sûreté type « rétention en cuve » où l'on cherche à maintenir l'intégrité de la seconde barrière de confinement i.e. la cuve du réacteur, c'est le flux de chaleur transmis par le bain de corium en fond de cuve à la cuve qui conditionne la probabilité de succès par un renoyage du puits de cuve.

Ce stage portera sur une étude paramétrique et statistique de sensibilité lors de la simulation numérique d’une partie de la séquence de propagation du corium lors de l’accident grave. Lors de telles simulations, de nombreux paramètres physiques et/ou correspondant à des choix de modélisation rentrent en jeu. De fait, ces paramètres peuvent avoir un impact non négligeable sur les flux de chaleur transmis par le bain à la cuve.

Dans le cadre de la plateforme PROCOR, une application industrielle a été développée et permet, entre autres, la modélisation du comportement du bain en fond de cuve. En partant de situation simple (en limitant par exemple le nombre de modèles) et en complexifiant au fur et à mesure, ce stage consistera en l’identification de paramètres influents de l’application sur ses résultats de simulation, par exemple les flux transmis par le bain à la cuve. Des études statistiques de sensibilité pourront aussi être faites via le logiciel URANIE couplé avec la plateforme PROCOR. Ce stage pourra permettre de construire une base de paramètres proposés dans le cadre d’un projet européen international (IAEA) démarrant en 2021

Formation souhaitée : 3ième année Ecole d’Ingénieur ou Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Master 2 Rhône

Durée du stage : 6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMAG 09

Méthode/logiciel : Simulation numérique et Modélisation Contacts : Romain LE TELLIER ([email protected])( - physique, Thermique et mécaniques de fluides, Calcul Louis VIOT ([email protected]) scientifique Mots-clés : modélisation, simulation numérique, étude de sensibilité, corium, accidents graves, réacteurs nucléaires

145 MTA S Etude de la corrosion d’une céramique oxyde par le sodium

Les céramiques oxydes d’hafnium et de thorium dopés à l’yttrium peuvent servir d’électrolytes pour des sondes potentiométriques à oxygène dans le sodium (centrales nucléaires ou solaires). Cependant, des études récentes ont montré que des attaques aux joints de grains dans le métal liquide engendraient une fragilisation de ces céramiques. Une thèse précédente a montré qu’il était possible de caractériser cette attaque en couplant diverses techniques : fractographie au microscope électronique à balayage, spectroscopie à dispersion d’énergie, spectroscopie d’impédance… Elle a également montré que la microstructure obtenue pour la céramique dépendait du taux de dopage, mais les liens avec la tenue dans le sodium sont moins clairs. Les céramiques utilisées sont synthétisées au laboratoire par voie humide, afin de maîtriser les paramètres microstructuraux.

Le sujet de stage proposé a pour but, sur des pastilles d’hafnie yttriée élaborées par voie humide : • de clarifier le rôle de la microstructure dans la tenue à la corrosion intragranulaire, • de quantifier le rôle des impuretés dans la céramiques (Si…) et dans le sodium.

L’objectif est d’établir des cinétiques de corrosion qui alimenteront des modèles cinétiques, qui permettront d’estimer les durées de vie des céramiques dans des environnements représentatifs des milieux industriels.

Le stagiaire réalisera une étude cinétique de la corrosion en sodium en fonction des paramètres principaux (pureté du sodium, température) et réalisera les caractérisations associées (DRX, MEB, spectroscopie d’impédance…).

Le laboratoire d’accueil est le LMCT (Laboratoire de Maitrise de la contamination, chimie des Caloporteurs et du Tritium) du CEA Cadarache qui travaille depuis une décennie sur le développement des sondes à oxygène pour le sodium liquide. Il dispose des moyens d’élaboration et de caractérisation des céramiques.

Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Formation souhaitée : mastere recherche / dernière

10 Rhône année de cycle Ingénieur

- Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMCT Durée du stage : 5-6 mois Contacts : Laurent BRISSONNEAU Méthode/logiciel : caractérisation des matériaux Mots-clés : sodium, céramique oxyde, corrosion, ([email protected] 04.42.25.42.57 ) caractérisation

MTA MTA 146 S Etude et développement d'un procédé de tritiation de métaux

Le tritium, isotope radioactif de l'hydrogène, est utilisé comme combustible dans les réacteurs à fusion thermonucléaire. Sa présence dans les déchets métalliques issus de l'exploitation et du démantèlement de ces réacteurs nécessite la mise en place de filières de traitement et d'entreposage spécifiques. Dans le cadre de ses activités de recherche sur la gestion du tritium et des déchets tritiés, le LMCT a besoin, pour valider les procédés de détritiation qu'il développe, d'échantillons métalliques tritiés représentatifs de déchets réels (en termes de nature des matériaux et concentrations en tritium).

Les objectifs de ce stage sont de : - étudier et comparer les différentes solutions technologiques qui permettraient de doper un échantillon métallique en tritium (par adsorption et diffusion de tritium gazeux dans un métal), - modéliser et simuler la solution retenue à l'aide du logiciel de simulation de procédés PROSIM, - dimensionner le procédé retenu à l'échelle du laboratoire.

Le laboratoire d’accueil est le LMCT (Laboratoire de Maitrise de la contamination, chimie des Caloporteurs et du Tritium). Il a pour mission de caractériser, comprendre et modéliser les transferts de radiocontaminants dans les circuits des réacteurs nucléaires (produits de corrosion et de fission, tritium, polluants chimiques et radiochimiques, aérosols Na). Concernant le tritium, le LMCT est un laboratoire de référence notamment sur la thématique fusion. Le LMCT intervient notamment dans le développement de procédés de valorisation du tritium.

Formation souhaitée : dernière année de cycle Ingénieur Localisation du stage : St-Paul-lez-Durance, Bouches-du- Génie chimique – Génie des procédés

Rhône 11

Durée du stage : 5-6 mois Unité concernée : IRESNE/DTN/SMTA/LMCT - Méthode/logiciel : Dimensionnement de procédés de Contacts : Aurélien CHASSERY transfert gaz/solide - Prosim ([email protected] 04.42.25.24.81 ) Mots-clés : tritium, acier, adsorption, diffusion

147 MTA S

Livret conçu et mis en page : DG/CEACAD/C2A : Florence Aubert et Céline Sirot DG/CEACAD/UCAP : Sandrine Poulain

Plus d’info sur : www.cea.fr www.asthec.org https://www.emploi.cea.fr/