Carnet de Stage CEA

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Carnet de Stage CEA

SUJETS DE STAGE PROPOSES PAR LE CEA/CADARACHE
DEN/DEC/SESC - ANNEE 2015-2016
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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unit cell
<100>
Compréhension
Recherche de base
Irradiations
expérimentales
Conception
Dimensionnement
DEN/CAD/DEC
SUJETS DE STAGE
2015-2016
Service d'Études et de Simulation
du comportement des Combustibles
Département d’Études des Combustibles
Centre de Cadarache
Direction de l’Énergie Nucléaire
Modélisation
Physique
{111} planes
<211>
C (n, p, t )
 G (n, p)  L(n, p)   J ( n ', p ') ( n, p )   J ( n, p ) ( n ', p ')
t
n ', p '
n ', p '
C (n, p, t )
 G (n, p)  L(n, p)   J ( n ', p ') ( n, p )   J ( n, p ) ( n ', p ')
t
n ', p '
n ', p '
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Protection des informations (application de l’arrêté du 18 avril 2005 et de l’IGI 1300)
Cocher la case
 Le présent cahier des charges ne contient aucune information sensible,
permettant sa mise en ligne sur la plateforme dématérialisée du CEA de ce document.
 Le présent cahier des charges contient des informations sensibles ou classifiées :
de ce fait la mise en ligne sur la plateforme dématérialisée du CEA de ce document est
interdite
Simulation
numérique
En cas de doute ou de besoin, vous pouvez vous adresser à votre correspondant sécurité
du Département
ou contacter directement le CACS du centre.
Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives
Centre : Cadarache
Adresse : DEC/SESC - Bât. 151 - 13108 Saint Paul Lez Durance
Tél. : 04 42 25 23 66 Fax : 04 42 25 47 47
Établissement public à caractère industriel et commercial - RCS Paris B 775 685 019
DEN/CAD/DEC
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SOMMAIRE
1.
PRESENTATION DU SERVICE D’ETUDES ET DE SIMULATION DU
COMPORTEMENT DES COMBUSTIBLES ................................................................................. 3
2.
INFORMATIONS PRATIQUES ........................................................................................... 4
3.
LISTE DES STAGES ........................................................................................................... 4
3.1.
Mécanique des structures .................................................................................................................................................5
3.1.1.
Etude et modélisation par éléments finis de l’influence de défauts géométriques des pastilles
combustibles du prototype de réacteurs à neutrons rapides ASTRID sur leur comportement sous irradiation ..........................5
3.1.2.
Dimensionnement mécanique des structures des Assemblages de Maîtrise de la Réactivité du réacteur
ASTRID dans le cadre d'un scénario de dégagement impulsionnel d'énergie au sein du cœur ..................................................7
3.2.
Mécanique des fluides .......................................................................................................................................................9
3.2.1.
3.3.
Modélisation hydraulique des assemblages du cœur ASTRID ...................................................................................9
Mécanique des solides .....................................................................................................................................................11
3.3.1.
Interprétation d’expériences relatives à la perte de réfrigérant primaire avec l’appui d’un code de
comportement thermomécanique du crayon combustible en réacteur nucléaire à eau légère ...................................................11
3.3.2.
Modélisation non locale de la propagation de fissure dans le combustible nucléaire : applications à la
fragmentation du combustible ..................................................................................................................................................12
3.3.3.
Simulation 3D du comportement thermo-mécanique couplé aux effets d’irradiation pour l’aiguille
combustible RNR......................................................................................................................................................................13
3.3.4.
3.4.
Modélisation du comportement de l'hélium dans les combustibles MOX hétérogènes, sous irradiation .................15
Physique des matériaux ..................................................................................................................................................17
3.4.1.
Quantification de l’activité relâchée par un crayon expérimental de combustible REP lors d’une
irradiation provoquant une perte d’étanchéité ..........................................................................................................................17
3.4.2.
Thermodynamique de la réaction sodium-combustible pour améliorer la sureté d’ASTRID, le futur
réacteur nucléaire de génération IV ..........................................................................................................................................19
3.4.3.
Modélisation de la diffusion de l’hélium dans l’oxyde mixte (U,Am)O2 par calcul ab initio de la
structure électronique ................................................................................................................................................................20
3.4.4.
Evolution de la microstructure d’un combustible usé en condition de stockage en présence de bulles
d’hélium radiogénique ..............................................................................................................................................................21
3.4.5.
Etude spatialisée du couplage bulles -espèces mobiles dans le combustible nucléaire .............................................23
3.4.6.
Modélisation de la thermo-diffusion de l’oxygène dans les combustibles des réacteurs à eau pressurisée ..............24
3.5.
Mathématiques ................................................................................................................................................................26
3.5.1.
Simulation de la structure de combustibles nucléaires MOX par des méthodes géostatistiques ..............................26
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D U S E R V I C E D ’ E T U DE S E T DE S I M UL AT I ON D U C OM P O RT E M E NT
DE S C OM B U S T I B LE S
1. P RE S E NT AT I ON
Les stages sont proposés au sein du Service d’Etudes et de Simulation du comportement des
Combustibles (SESC), constitué d’une soixantaine d’ingénieurs et chercheurs et d’une douzaine de
doctorants. Il accueille chaque année une douzaine de stagiaires de Master, Ecole d’ingénieurs
ou DUT. Ce service est une unité du Département d’Etudes des Combustibles (DEC) au sein de la
Direction de l’Energie Nucléaire (DEN) du Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies
Alternatives (CEA).
Le SESC est localisé sur le centre CEA de Cadarache, l’un des 10 centres de recherche CEA. Le
centre de Cadarache est l’un des plus importants centres de recherche et développement
technologiques pour l’énergie en Europe. Il est implanté sur la commune de Saint-Paul-Lez-Durance
(Bouches-du-Rhône), située à une quarantaine de kilomètres au nord d’Aix-en-Provence aux
confins de trois autres départements (Alpes-de-Haute-Provence, Var et Vaucluse). Les activités du
centre CEA de Cadarache sont réparties autour de plusieurs plates-formes de recherche et
développement (R&D) technologiques essentiellement pour l’énergie nucléaire (fission et fusion)
mais aussi pour les nouvelles technologies pour l’énergie et les études sur l'écophysiologie végétale
et la microbiologie.
Le Département d'Etude des Combustibles (DEC) mène une activité centrée autour du
combustible nucléaire dans l’objectif d’accroitre les performances et la sureté des réacteurs actuels
ème
(générations 2&3) et de développer les combustibles nucléaires des réacteurs du futur (4
génération). Il a pour mission d'acquérir, d'intégrer et capitaliser les connaissances relatives à la
conception, à la fabrication, à la caractérisation et à l'étude du comportement des éléments
combustibles nucléaires en réacteur. Les activités du DEC associent simulation
numérique/modélisation et expérimentation.
Les missions du Service d’Etudes et de Simulation du comportement des Combustibles sont les
suivantes:
-
la conception et le dimensionnement des éléments combustibles et assemblages constituant le
cœur des réacteurs nucléaires,
la conception, le suivi, la réalisation d’expériences d’irradiation pour tester le comportement des
combustibles sous irradiation,
le développement, la validation et la maintenance des outils de calculs au sein de la plate-forme
de simulation du comportement des combustibles nucléaires PLEIADES (architecture, codes de
calcul, applications et composants, méthodes numériques),
le développement, la maintenance et le chargement de l’ensemble des bases de données
concernant le comportement du combustible,
la modélisation physique du comportement du combustible sous irradiation afin d’alimenter les
codes de performances du combustible utilisés dans les études de comportement,
la simulation expérimentale et théorique des effets d’irradiation par des études à effets séparés
permettant d’améliorer les connaissances (données et modèles de base) sur le comportement
du combustible sous irradiation et utilisant des outils tels que les grands instruments
(synchrotron, accélérateurs) ou encore les calculs haute performance (GENCI, CCRT).
-
-
Le SESC est organisé en quatre laboratoires :




Le Laboratoire de Conception et d’Irradiations de combustibles Innovants (LC2I).
Le Laboratoire des Irradiations et Programmes Analytiques (LIPA),
Le Laboratoire des Lois de Comportement des Combustibles (LLCC),
Le Laboratoire de Simulation du comportement des Combustibles (LSC).
Le SESC développe des compétences dans le domaine des matériaux (physico-chimie, physique du
solide, thermodynamique, mécanique), de la modélisation (atomistique, physique, mécanique,
analyse numérique, informatique) et dans la conception et le suivi d’expériences analytiques,
d’irradiations en réacteurs et sur grands instruments (synchrotron, accélérateurs/implanteurs de
particules).
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Le SESC contribue à la formation par la recherche (accueil de doctorants, stagiaires) et entretient
de nombreuses collaborations avec des partenaires industriels, des laboratoires académiques
(universités, CNRS) que ce soit au niveau national ou international.
2. I NF O RM AT I O N S
P R AT I Q U E S
Stagiaires : Les stages s’adressent aux étudiants français ou étrangers. L’objectif est de compléter
une formation théorique par une expérience pratique en entreprise. Les stagiaires conservent leur
statut d’étudiants.
Transport : Le Centre de Cadarache est implanté sur la commune de Saint-Paul-Lez-Durance
(Bouches-du-Rhône), à une quarantaine de kilomètres au nord d’Aix-en-Provence. Il est desservi
matin et soir par des bus au départ de plusieurs villes et villages des départements 04, 13, 83 et 84.
Ces bus sont gratuits pour les personnes venant travailler sur le Centre.
Déjeuner : Pour le déjeuner 2 cantines sont à disposition avec un tarif préférentiel pour les
stagiaires.
Logement : Une participation du CEA aux frais de logement, en cas de location pour la durée du
stage, est possible, le stagiaire peut aussi demander les APL. 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
3. L I S T E
DE S S T AG E S
Les sujets de stage que le Service d’Etudes et de Simulation du comportement des Combustibles
(SESC) propose pour l’année 2015-2016 sont classés par domaines de spécialité. Certains sujets
de stages peuvent donner suite à une thèse à la rentrée 2016-2017.
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3.1. MECANIQUE DES STRUCTURES
3.1.1. Etude et modélisation par éléments finis de l’influence de défauts géométriques des
pastilles combustibles du prototype de réacteurs à neutrons rapides ASTRID sur leur
comportement sous irradiation
Laboratoire :
Laboratoire de Conception et d’Irradiations de combustibles Innovants
Domaines de spécialité :
Mécanique des structures, modélisation
Contexte :
ème
Dans le cadre des études réalisées par le CEA sur les réacteurs de 4
génération refroidis au
sodium, en support à la construction du prototype industriel ASTRID, le Laboratoire de Conception
et d’Irradiations de Combustibles Innovants (LC2I) a pour mission de concevoir les éléments
constituant le cœur du futur réacteur. Parmi les objets du cœur, l’assemblage combustible est
constitué d’un faisceau de tubes-gaines appelés aiguilles contenant les pastilles de combustible
nucléaire. Ces pastilles dites fissiles sont de forme cylindrique et annulaire. L’objectif de ce stage est
d’étudier l’impact des défauts géométriques et d’aspects des pastilles de l’aiguille ASTRID (éclats,
concentricité, …) en évaluant notamment leur impact sur le comportement thermomécanique de
l’aiguille combustible en situation nominale de fonctionnement.
Objectifs :
Dans le cadre des études de dimensionnement des aiguilles de combustibles pour les réacteurs à
neutrons rapides refroidis au sodium, différents critères doivent être respectés dont notamment celui
de la non fusion du combustible. Une température maximale du combustible doit ainsi être
déterminée assortie d’une marge par rapport au point de fusion.
Par ailleurs, les spécifications de fabrication des pastilles de combustible nucléaire intègrent des
critères sur les défauts géométriques et d’aspects admissibles (éclats, concentricité, orthogonalité,
chanfreins, …). L’objectif du stage est de quantifier l’impact que pourraient avoir ces défauts
géométriques et/ou d’aspects des pastilles fissiles sur la thermique et notamment sur la marge à la
fusion.
Plus concrètement, l’objectif du stage sera de modéliser le système « pastille/joint
gazeux/gaine/sodium » à l’aide d’outils basés sur les éléments finis et développés au sein du CEA
(Modélisation 3D chainée GERMINAL/LICOS).
Par le passé, ces défauts géométriques et d’aspects n’étaient pas intégrés au calcul de la marge à
fusion (outils de calculs 3D nécessaires). En fonction des résultats obtenus au cours du stage, des
critères pourront être intégrés aux règles de dimensionnement de l’aiguille ASTRID.
Etapes du stage :
- Prise en compte du REX CEA sur la méthodologie de détermination de la marge à la fusion des
aiguilles RNR
- Prise en main des outils de modélisation du comportement thermique et thermomécanique du
combustible (GERMINAL, LICOS, CAST3M)
- Constitution des jeux de données, maillage 3D et réalisation des calculs
- Interprétation et analyse des résultats et proposition d’intégration ou non de nouveaux critères
aux règles de dimensionnement de l’aiguille ASTRID.
Relations Collaborations :
Au sein du service avec le laboratoire de simulation du comportement des combustibles
Moyens expérimentaux mis en œuvre (essais, techniques d’analyse, de caractérisation, …) :
Utilisation base de données BREF
Moyens de calculs, informatiques mis en œuvre (langages, logiciels) :
GERMINAL / LICOS / CAST3M : langage : Gibiane, pratique de linux
Mots clés :
ASTRID, modélisation, éléments finis, thermique, marge à fusion
Durée :
6 mois
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Lieu :
Direction de l’Energie Nucléaire, Département d’Etudes des Combustibles, Service d’Etudes et de
Simulation du comportement des Combustibles, CEA Cadarache /13108 Saint-Paul lez Durance
Formation souhaitée
ème
Niveau MASTER 2 ou 3
année d’école d’ingénieur généraliste en physique appliquée
(mécanique, thermique, ...). De bonnes connaissances dans le domaine de la simulation numérique
et des calculs par éléments finis sont requises.
Sujet pouvant donner suite à une thèse
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : CHAROLLAIS
Prénom : François
Email : [email protected]
Co-encadrant : MICHEL Bruno
Candidature à adresser 3 mois avant le début du stage au responsable
Consultation des stages CEA sur le site Internet: http://portail.cea.fr/emploi
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3.1.2.Dimensionnement mécanique des structures des Assemblages de Maîtrise de la
Réactivité du réacteur ASTRID dans le cadre d'un scénario de dégagement impulsionnel
d'énergie au sein du cœur
Laboratoire :
Mécanique des structures
Contexte :
Dans le cadre de la phase d'Avant-Projet-Sommaire (AVP2) du prototype industriel de réacteur de
quatrième génération refroidis au sodium (RNR-Na), ASTRID, le dimensionnement des
Assemblages de Maîtrise de la Réactivité (AMdR) est un enjeu de premier plan. La tenue
mécanique des structures des divers AMdR du cœur doit être garantie dans toutes les situations de
fonctionnement, afin de permettre au cœur d'évoluer vers un état d'arrêt sûr en toute circonstance.
Cet état d'arrêt est obtenu par l'insertion, en un temps de l'ordre de la seconde, d'un équipage
mobile embarquant un absorbant neutronique capable de stopper la réaction nucléaire, dans un
fourreau fixe positionné parmi les assemblages combustibles du cœur du réacteur. Le
dimensionnement doit établir les conditions garantissant cette insertion.
Objectifs :
Dans ce contexte, le dimensionnement des structures doit prendre en compte des situations
accidentelles hypothétiques. L'une de celles-ci correspond à un scénario de dégagement
impulsionnel d'énergie dans le cœur du réacteur, dont il faut s'assurer que les déformations
macroscopiques des fourreaux d'AMdR qu'il est susceptible d'induire ne sont pas de nature à
empêcher l'insertion de l'équipage mobile : il s'agit de maintenir un jeu fonctionnel suffisant entre
l'équipage mobile et son fourreau, pour des scénarios réalistes.
L'objet du stage est de réaliser diverses études de mécanique des structures nécessaires au
prédimensionnement d'un type d'AMdR du cœur d'ASTRID qui joue un rôle particulier vis-à-vis des
exigences de mise à l'arrêt dans les situations les plus hypothétiques/dégradées, afin de préparer le
dimensionnement complet qui sera réalisé dans la phase d'Avant-Projet Détaillé (APD).
Etapes du stage :
Dans une première étape, le stage débutera par une familiarisation avec la conception et le
fonctionnement du réacteur ASTRID et notamment de ses AMdR, afin d'en identifier les composants
et modes de sollicitation en situation de dégagement impulsionnel d'énergie. Il s'agira ainsi de définir
un ensemble d'études à mettre en œuvre, avec une complexité progressive (géométrie, conditions
de chargement, ...), afin de bâtir une base de connaissances/méthodes conduisant à une
modélisation réaliste du problème considéré.
Le cœur du stage consistera à mettre en œuvre les procédures de calcul associées à la réflexion
menée dans la première phase :
- Pré-études analytiques sur des modélisations simplifiées, afin d'identifier la phénoménologie de
comportement de l'AMdR et de dégager les ordres de grandeur associés ;
- Calculs numériques aux éléments finis (Cast3m, voire Europlexus) en modélisation
dynamique.
- Analyse critique des outils ainsi développés, afin de réfléchir à un plan de travail pour les
études qui devront se poursuivre au-delà du stage.
Le travail du stagiaire s'effectuera au sein du laboratoire chargé, au CEA-Cadarache, de la
conception et du dimensionnement des AMdR du réacteur ASTRID, en lien avec d'autres unités du
CEA chargées des études de cœur et/ou assurant une expertise dans le domaine de la dynamique
des structures.
CEA/DEN/DANS/DM2S/SEMT/DYN et CEA/DEN/CAD/DER/SESI
Aucun
Cast3m (+ éventuellement Europlexus)
Python
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Mots clés :
ASTRID, AMdR, Mécanique des structures, dynamique
Durée :
6 mois
Lieu :
Bac+5, Compétences solides en mécanique des structures
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : ZABIEGO
Prénom : Maxime
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3.2. MECANIQUE DES FLUIDES
3.2.1.Modélisation hydraulique des assemblages du cœur ASTRID
Laboratoire :
Mécanique des fluides
Contexte :
Le stage se déroulera dans un laboratoire du CEA du centre de Cadarache qui a en charge la
conception et le dimensionnement des assemblages des cœurs de Réacteurs à Neutrons Rapides
(RNR) refroidi au sodium et plus particulièrement les assemblages du prototype ASTRID. La
conception d’un assemblage achevée, son dimensionnement s’appuie notamment sur des calculs
thermiques, hydrauliques, thermohydrauliques et thermomécaniques. Le dimensionnement
hydraulique des assemblages d’ASTRID s’appuie sur la résolution numérique des équations de la
mécanique des fluides mais aussi sur l’utilisation de modèles « simples » et rapides qui peuvent
servir également de points de recalage aux modèles plus complexes .
Objectifs :
L’objectif est le dimensionnement hydraulique des assemblages du cœur ASTRID en mettant en
œuvre une modélisation simplifiée permettant le calcul des pertes de charge et leurs répartitions
axiales et radiales, des systèmes déprimogènes, des risques de cavitation ainsi que de la
sustentation.
Le stage sera centré sur le calibrage du débit dans un assemblage qui doit tenir compte de
l’équilibrage des pressions dans le circuit primaire d’ASTRID. Cette problématique nécessite
d’aborder le dimensionnement du système déprimogène de l’assemblage couplé à son risque de
cavitation. Le travail demandé comprendra une recherche et une analyse de la bibliographie
existante afin d’en dégager les modèles à retenir et/ou de proposer de nouveaux modèles pour
ASTRID.
Etapes du stage :
Etude bibliographique
Développement d’un modèle 1D (codage en python)
Validation sur les expériences PHX et/ou SPX1
Rédaction du rapport de stage
Relation avec le Département d’étude de Technologie Nucléaires (DTN) de Cadarache
Sans objet
Station de travail sous LINUX
Langage : PYTHON
Mots clés :
Hydraulique – Perte de charge – Cavitation – Pression – système déprimogène
Durée :
6 mois
Lieu :
Bac + 5 à composante mécanique des fluides
Oui : 
Non : 
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Responsable/contact
Nom : VALENTIN
Prénom : Bernard
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3.3. MECANIQUE DES SOLIDES
3.3.1.Interprétation d’expériences relatives à la perte de réfrigérant primaire avec l’appui d’un
code de comportement thermomécanique du crayon combustible en réacteur nucléaire
à eau légère
Laboratoire :
Laboratoire des Irradiations et Programmes Analytiques
Thermo mécanique – simulation numérique
Contexte :
Dans le cadre du projet international HRP (Halden Reactor Project), de nombreuses expériences
sont consacrées à l’étude du comportement du crayon combustible en condition accidentelle de type
perte de réfrigérant primaire. Dans ce contexte se pose la question du comportement des gaz de
fission et de la participation de ceux-ci à la pressurisation du crayon et donc à l’instant d’occurrence
de la rupture de gaine.
Objectifs :
Il s’agit d’analyser et interpréter les résultats d’un groupe de trois expériences issues d’un même
crayon irradié en réacteur BWR jusqu’à 70 GWj/tm afin de déconvoluer l’influence des éléments
relatifs à la conception du crayon expérimental de celle des propriétés de l’oxyde d’uranium irradié.
Etapes du stage :
Etape 1 : Analyse des données expérimentales, acquises à l’issue de l’irradiation en BWR, durant
l’expérience dans le réacteur expérimental ou après celle-ci. Cette étape doit conduire à un premier
niveau d’interprétation que l’on pourra comparer aux analyses déjà publiées.
Etape 2 : Modélisation et calcul des expériences à l’aide du code de comportement des crayons
combustible en réacteur ALCYONE. Cette étape qui pourra comporter des études paramétriques,
devra conduire à une analyse critique des résultats des calculs confrontés aux quantités mesurées
disponibles et à la mise en évidence, s'il y lieu, des insuffisances de la modélisation.
Etape 3 : Cette étape devra définir s'il est possible de répondre à la question posée, sinon quelle
recommandation peut-on formuler vis à vis du dessin des expériences futures.
Au sein du service avec le laboratoire de simulation du comportement des combustibles
Expériences en réacteur expérimental déjà disponibles.
Code de comportement du combustible en réacteur ALCYONE
LINUX, rudiments des langages SQL, C, fortran, python
Mots clés :
Interprétation d’Expérience - Accident de Perte de Réfrigérant Primaire- Calcul Thermomécanique –
combustible nucléaire
Durée :
4-6 mois
Lieu :
Bac+4/5
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : STRUZIK
Prénom : Christine
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3.3.2.Modélisation non locale de la propagation de fissure dans le combustible nucléaire :
applications à la fragmentation du combustible
Laboratoire :
Laboratoire de Simulation du comportement des Combustibles
Mécanique des solides
Contexte :
Le combustible nucléaire utilisé dans les réacteurs électro-nucléaires français est une céramique au
comportement mécanique fragile. La prise en compte de la fissuration du combustible est
nécessaire pour reproduire le comportement du combustible à différentes échelles. Les études
actuelles se focalisent sur le comportement du combustible à petites échelles pour décrire sa
fragmentation au cours d'un transitoire de puissance.
Objectifs :
L'objectif du stage est d'évaluer des méthodes non locales de fissuration du combustible. On se
basera plus spécifiquement sur les approches micromorphiques proposées par Samuel Forest qui
peuvent être implémentées sans développement majeur dans le code aux éléments finis Cast3M.
Ces approches sont aujourd'hui partiellement implémentées dans l'opérateur mécanique INCREPL
utilisé par la plateforme PLEIADES. Les premiers résultats ont cependant montré un manque de
robustesse de l'implémentation actuelle qu'il faudra améliorer par des méthodes d'accélération de
convergence appropriées.
Etapes du stage :
La première partie du stage visera à augmenter la robustesse de l’approche non locale actuelle et à
la valider sur quelques cas analytiques.
La seconde partie du stage appliquera cette approche à la simulation de la fragmentation du
combustible.
EDF (Le stage est co-encadré par Rodrigue Largenton et Coralie Esnoul (Doctorante EDF).
Equipe de développement Cast3M (Olivier Fandeur).
Des échanges avec le Laboratoire de Mécanique de Marseille (LMA) sont également prévus.
Aucun.
Cast3M. Méthode des éléments finis.
Mots clés :
Mécanique de la rupture. Matériaux fragiles. Analyse des structures. Méthodes des éléments finis.
Approches non locales.
Durée :
6 mois
Lieu :
Ingénieur/Master 2 avec spécialité en mécanique des solides et analyse des structures.
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : HELFER
Prénom : Thomas
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3.3.3.Simulation 3D du comportement thermo-mécanique couplé aux effets d’irradiation pour
l’aiguille combustible RNR
Laboratoire :
Mécanique des solides, Modélisation, Mathématiques appliquées
Contexte :
ème
Dans le cadre des études réalisées par le CEA sur les réacteurs de 4
génération refroidis au
sodium, en support à la construction du prototype industriel ASTRID, le Laboratoire de Simulation
du comportement des Combustibles développe et valide les outils de simulation de la plateforme
logicielle PLEIADES mise en œuvre pour la compréhension des phénomènes et la réalisation des
études de conception-dimensionnement. Parmi les objets du cœur, l’assemblage combustible est
constitué d’un faisceau de tubes-gaines appelés aiguilles contenant les pastilles de combustible
nucléaire. Ces pastilles dites fissiles sont de forme cylindrique et annulaire. L’outil de simulation
utilisé actuellement dans les études est basé sur une représentation simplifiée de la géométrie de
l’aiguille combustible avec une hypothèse de type 1D multi-tranches (application GERMINAL V2 de
la plateforme PLEIADES). Les hypothèses de modélisation ont été validées par comparaison calculexpérience sur une large base de données expérimentale d’essais d’irradiation. Pour réduire les
incertitudes de calcul et améliorer la compréhension du comportement thermomécanique couplé
aux effets d’irradiation une modélisation 3D de l’aiguille combustible, complémentaire à la
modélisation 1D multi-tranches, est en cours de développement. La modélisation 3D actuelle, basée
sur un chainage entre GERMINAL V2 et l’application LICOS de la plateforme PLEIADES, repose sur
une représentation d’un fragment de pastille et du tronçon de gaine associé localisés à une cote
axiale de l’aiguille combustible. Cette modélisation simplifie la géométrie des fragments de pastille
avec une forme régulière des fissures apparaissant dans le combustible lors de la première montée
en puissance du réacteur (Figure 1). Par ailleurs une simulation 3D réaliste de la fissuration a été
développée dans le laboratoire pour des problématiques similaires sur les combustibles des
réacteurs à eau pressurisé (Figure 2).
Figure 1 : géométrie simplifiée des fragments de pastille
Figure 2 : Fissuration réaliste de la
pastille combustible
Objectifs :
L’objectif du stage est de contribuer au développement et à la validation de l’outil de simulation 3D
de l’aiguille combustible RNR. La contribution attendue du stage est de rajouter la possibilité
d’utiliser une description 3D réaliste de la fissuration du combustible dans l’outil de simulation du
comportement de l’aiguille RNR. Un premier objectif de vérification/validation est également
demandé, notamment en comparant les deux approches 3D entre elles et par comparaison avec les
résultats expérimentaux utilisés pour la validation de GERMINAL V2.
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Etapes du stage :
Etape 1 : analyse bibliographique générale de la modélisation multi-physique mise en œuvre dans
l’application GERMINAL V2 et plus spécifique des modèles mécaniques associés au comportement
mécanique non linéaire du combustible (viscoplasticité, fissuration, …) et à la gestion du contact
unilatéral entre solides déformables.
Etape 2 : développement de la modélisation 3D en implémentant la nouvelle fonctionnalité
permettant une simulation réaliste de la fissuration. Ce travail sera réalisé à partir de l’outil LICOS
qui s’appuie sur le code éléments finis Cast3M pour la simulation 3D thermomécanique non linéaire.
Il s’agira de transposer le modèle mécanique de fissuration de la pastille dans le schéma de calcul
multi-physique de l’aiguille RNR avec la prise en compte du contact pastille gaine.
Etape 3 : vérification/validation du nouveau schéma de calcul pour un historique d’irradiation en
conditions nominales. La comparaison entre les deux hypothèses de simulation 3D permettra de
vérifier que la nouvelle modélisation permet bien de reproduire le phénomène de mise en diabolo de
la pastille et son impact sur les températures dans le combustible. La comparaison aux résultats
expérimentaux permettra de valider que la modélisation 3D fissuration réaliste conduit également à
des résultats moyens cohérents avec le retour d’expérience de la validation de GERMINAL V2.
Equipe de développement de la plateforme PLEIADES et modélisateurs du laboratoire
Utilisation des résultats expérimentaux de la base données combustible RNR BREF
Simulation du combustible : GERMINAL V2/ LICOS / SALOME:
Thermomécanique non linéaire : Cast3M, MFront
Mots clés :
RNR, aiguille combustible, simulation numérique, irradiation, thermo-mécanique, éléments finis,
mécanique des milieux continus, couplage multi physique, comportement des matériaux
Durée :
6 mois
Lieu :
ème
Niveau MASTER 2 ou 3
année d’école d’ingénieur simulation numérique et mécanique des
matériaux. Bonne connaissances sur les méthodes numériques associées aux éléments finis en non
linéaire, la mécanique des milieux continus et le comportement des matériaux dans le domaine
élastique et inélastique.
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : MICHEL
Prénom : Bruno
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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DEN/CAD/DEC
3.3.4.Modélisation du comportement de l'hélium dans les combustibles MOX hétérogènes,
sous irradiation
Laboratoire :
Physique du solide, science des matériaux, modélisation numérique
Contexte :
Une quantité non négligeable d'hélium est produite au sein du combustible MOX avant, pendant et
après irradiation en réacteur. L'hélium produit est ensuite relâché à l'extérieur du combustible, sous
l'effet de la température. Le relâchement d'hélium se produisant au cours de l'irradiation contribue
alors à augmenter la pression interne du crayon combustible (en plus des gaz de fission), ce qui
peut avoir un impact sur ces performances à haut taux de combustion ou lors d'historiques de
puissance particulièrement sollicitants. Il convient donc de savoir modéliser correctement le
comportement de l'hélium dans les MOX, sous irradiation.
Pour cela, le CEA développe ses propres codes permettant de simuler le comportement d'un crayon
combustible au cours de son irradiation en réacteur. En particulier, le code ALCYONE est dédié à la
modélisation thermomécanique du crayon combustible dans les REP (réacteurs à eau pressurisée).
Ce code contient plusieurs modèles décrivant les phénomènes physiques ayant lieu au sein du
crayon, dont en particulier un modèle de comportement de l'hélium dans le combustible MOX
(modèle RACHEL).
Objectifs :
Une des particularités du combustible MOX est le fait qu'il possède une microstructure hétérogène.
Il est généralement décrit comme étant composé de plusieurs phases, la distinction entre les phases
étant liée à la répartition spatiale initiale du plutonium.
Cependant, dans un premier temps, RACHEL a été conçu comme un modèle homogène, en
considérant le combustible comme composé d'une seule phase. Pour mieux décrire les
phénomènes physiques mis en jeu au cours de l'irradiation il est nécessaire de faire évoluer le
modèle afin de prendre en compte la structure hétérogène du combustible MOX à l'échelle
microscopique.
L'objectif de ce stage est donc d'introduire la notion de combustible multi-phasé dans le modèle de
comportement de l'hélium dans les MOX sous irradiation.
Etapes du stage :
Le stagiaire devra dans un premier temps identifier clairement les phénomènes physiques à prendre
en compte dans la modélisation. Puis les équations représentant ces phénomènes devront être
mises en œuvre dans le code existant.
Une fois l'implémentation dans le code effectuée, le stagiaire validera le modèle en s'appuyant sur
des résultats expérimentaux, tout en s'assurant que les résultats obtenus ne sont pas dégradés en
comparaison avec la précédente validation du modèle.
Collaboration avec l’équipe de développement PLEIADES du laboratoire.
Sans objet
Modélisation numérique, langages FORTRAN et C++
Mots clés :
Physique des matériaux, modélisation numérique, combustible nucléaire
Durée :
5/6 mois
Lieu :
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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Bac +5
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : FILLAUX
Prénom : Clara
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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DEN/CAD/DEC
3.4. PHYSIQUE DES MATERIAUX
3.4.1.Quantification de l’activité relâchée par un crayon expérimental de combustible REP
lors d’une irradiation provoquant une perte d’étanchéité
Laboratoire :
Laboratoire des Irradiations et Programmes Analytiques
Physique des matériaux – Thermohydraulique – Radioprotection - Spectroscopie
Contexte :
Un crayon expérimental de combustible à oxyde d’uranium (UO 2) pour la filière des réacteurs à eau
sous pression (REP) a été testé en dispositif d’irradiation dans un réacteur de recherche. L’objectif
était d’étudier le relâchement des produits de fission et des autres radionucléides lors de cet essai,
provoquant la perte d’étanchéité du crayon.
La quantification de ce relâchement, par isotope, permettra d’affiner les valeurs retenues jusqu’à
présent, dans l’optique d’améliorer la compréhension et la quantification des mécanismes de
migration et de relâchement des produits de fission.
Objectifs :
Les mesures de relâchements des radionucléides ont été obtenues par technique de spectrométrie
gamma en ligne et par échantillonnage du caloporteur du dispositif d’irradiation.
Ces mesures locales doivent être intégrées sur la totalité de la boucle d’irradiation utilisée, en
prenant en compte, outre les aspects de cinétique de sortie, son hydraulique, ses volumes, la
décroissance radioactive et les comportements particuliers de certains radionucléides (filiation
radioactive, dégazage, dépôt, etc.).
L’objectif du stage est de prendre en compte et de quantifier ces effets afin de remonter à la quantité
totale de chaque radionucléide relâché hors du crayon non étanche. Cette quantité, rapportée à
l’inventaire du radio-isotope présent dans le crayon lors de l’apparition du défaut d’étanchéité,
permet d’accéder à la « fraction relâchée » de cet isotope, qui est l’information recherchée.
Etapes du stage :
- Rassembler et analyser les mesures effectuées et juger de leur pertinence,
- Intégrer la réponse hydraulique de la boucle (déjà établie auparavant) et ses conséquences
sur le comportement des radionucléides dans celle-ci,
- Intégrer les effets spécifiques liés à la conception de la boucle, à son mode d’exploitation
durant et après l’irradiation expérimentale (ces effets seront quantifiés préalablement au
stage), ainsi que ceux liés au comportement physico-chimique spécifique à chaque radioisotope lors de son séjour dans la boucle,
- Calculer la quantité totale de chaque radionucléide relâchée à l’issue de l’essai,
- Calculer la fraction relâchée de chaque radio-isotope,
- Etablir une première estimation de l’incertitude associée à la valeur trouvée, en intégrant les
incertitudes établies ou estimées lors de chaque étape du dépouillement ci-dessus.
Laboratoires du CEA Saclay, CEA Grenoble et CEA Cadarache.
- Utilisation de résultats acquis avec des moyens de mesure par spectrométrie gamma en ligne,
- Utilisation de résultats acquis lors d’analyses radiochimiques sur échantillon de liquide déjà
effectuées dans un Laboratoire du CEA Cadarache (spectrométrie gamma, spectrométrie
bêta, spectrométrie alpha, spectrométrie de masse, …).
Outils de bureautique scientifique (Excel, …)
Mots clés :
Réacteur de recherche - irradiation de combustible nucléaire – migration et relâchement des
produits de fission – spectrométrie gamma – décroissance radioactive - conséquences
radiologiques – dégazage - dépôts
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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Durée :
4 à 6 mois souhaités (6 mois de préférence)
Lieu :
Ecole d’ingénieur ou formation en cours de Master ou équivalent en énergie nucléaire, génie
nucléaire ou matériaux nucléaires
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : PARRAT
Prénom : Daniel
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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3.4.2.Thermodynamique de la
réaction sodium-combustible pour améliorer la sureté
d’ASTRID, le futur réacteur nucléaire de génération IV
Laboratoire :
Laboratoire des Lois de Comportement des Combustibles
Physique-chimie du solide, sciences des matériaux
Contexte :
La France s'est fixé l'objectif d'avoir à l'horizon 2040 un prototype industriel de Réacteur à Neutrons
Rapides de 4ème génération refroidi au sodium, ASTRID. La sûreté est un enjeu majeur de ce projet.
Pour ce stage, il s'agit de s'assurer du bon comportement d'un élément combustible défectueux
dans le cœur d'ASTRID. Parmi les scenarii accidentels pris en compte par l'autorité de sûreté, on
doit considérer l'éventualité d'un élément combustible défectueux. L'élément combustible devient
défectueux lorsque la gaine en acier est fissurée. Alors le sodium, qui sert de caloporteur dans le
cœur du réacteur, peut réagir chimiquement avec le combustible, une céramique d'oxyde mixte
d'uranium et de plutonium.
Objectifs :
Le sujet de ce stage vise à mieux connaitre la thermochimie de la réaction sodium-combustible.
Pour ce faire, on se propose d'utiliser le code de thermochimie OPENCALPHAD.
Etapes du stage :
Il s'agira, dans un premier temps, de sélectionner, à partir de la bibliographie, les données
thermodynamiques sur les corps purs qui vont alimenter la base de données de référence du code.
Puis dans un deuxième temps des calculs paramétriques seront effectués pour évaluer l'influence
sur la corrosion du combustible de différents scenarii de rupture et aussi d'entreposage dans le
sodium.
Le stage se déroulera en étroite collaboration avec un chercheur de l’Université de Chalmers,
Suède, en contrat postdoctoral qui travaille sur la même thématique. En fonction de l'avancement du
projet, le stagiaire pourra aussi participer à la conception d'un dispositif destiné à obtenir des
données cinétiques sur la vitesse de la réaction combustible -sodium.
Participation à la conception et réalisation d’une expérience de réaction combustible-caloporteur
Calculs thermodynamiques avec opencalphad
Mots clés :
Combustible des réacteurs à neutrons rapides, aiguille défectueuse, réaction oxyde-sodium
Durée :
3 à 6 mois
Lieu :
Master 2
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : DESGRANGES
Prénom : Lionel
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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3.4.3.Modélisation de la diffusion de l’hélium dans l’oxyde mixte (U,Am)O2 par calcul ab initio
de la structure électronique
Laboratoire :
Physique, Sciences des Matériaux, Chimie Théorique
Contexte :
L’américium est un élément chimique produit dans les réacteurs nucléaires par capture neutronique,
et dont la forte radiotoxicité est un enjeu majeur de la gestion des déchets nucléaires. Une solution
envisagée pour s’en débarrasser est de le séparer des déchets et de le réintroduire dans les
réacteurs afin de le soumettre à une réaction de transmutation le transformant en un élément
moins radiotoxique. L’américium serait alors dilué dans le combustible standard UO 2, sous forme
d’un composé mixte (U,Am)O2. Mais la présence d’américium en réacteur pose un autre défi : la
forte production d’hélium par décroissance radioactive alpha de l’américium. Ces atomes
d’hélium peuvent produire un fort gonflement du matériau par formation d’agrégats d’hélium, ainsi
qu’être relâchés vers la gaine du combustible par diffusion à travers le matériau. Ces deux
phénomènes entrainent une augmentation de la pression sur la gaine du combustible, ce qu’on
cherche à éviter.
Objectifs :
L’objectif de ce projet est de contribuer à la modélisation des propriétés de diffusion d’atomes
d’hélium dans l’oxyde mixte d’uranium et d’américium (U,Am)O2.
Etapes du stage :
Le stage aura pour objet d’utiliser la simulation numérique ab initio, basée sur la théorie de la
fonctionnelle de la densité (DFT) pour :
1) modéliser les propriétés de l’oxyde mixte (U,Am)O2 avec différentes teneurs en américium,
2) calculer la stabilité de l’hélium en différents sites cristallographiques du composé (U,Am)O 2 : site
interstitiel, sites de substitution U ou Am.
L’enjeu du stage sera de déterminer quels types de défauts ponctuels peuvent piéger les atomes
d’hélium dans (U,Am)O2, préalablement à une étude des mécanismes de diffusion de l’hélium.
CEA DAM (Bruyères-le-Châtel)
Utilisation des logiciels de calcul VASP et ABINIT sur les supercalculateurs du centre de calcul du
CEA (TGCC)
Mots clés :
Simulation numérique, modélisation atomistique ab initio, combustible nucléaire
Durée :
4 mois minimum
Lieu :
Physique, Sciences des Matériaux, Chimie Théorique
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : FREYSS
Prénom : Michel
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
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3.4.4.Evolution de la microstructure d’un combustible usé en condition de stockage en
présence de bulles d’hélium radiogénique
Laboratoire :
Physique du solide, Sciences des Matériaux
Contexte :
Dans le cadre du stockage du combustible usé en couche géologique profonde, après une période
de stockage estimée à 10000 ans, l’eau sera au contact du conteneur de stockage. Dans ce cas, il
est nécessaire de connaître la fraction de radionucléides qui sera relâchée vers l’environnement. Ce
relâchement comprend 2 termes, le premier, rapide, correspond aux radionucléides localisés à
l’interface du combustible et du crayon, le second provient de la lixiviation ou dissolution du
combustible entraînant un relâchement faible des radionucléides. Ce second terme dépend
essentiellement de la microstructure du combustible usé au bout de 10000 ans. Lors du stockage du
combustible usé, sa microstructure peut changer au cours du temps, notamment à cause de la
désintégration  de certains radionucléides (créés tout au long de la vie du combustible) qui
s’accompagne de l’émission d’un noyau d’hélium de 4 à 5 MeV d’énergie cinétique et d’un noyau de
recul de la centaine de keV qui crée en moyenne 1500 déplacements atomiques dans la structure
cristalline. Aujourd’hui un mode opérationnel a été mis au point afin d’évaluer les conséquences de
la production d’He sur la microstructure du combustible nucléaire et donc sur le relâchement des
radionucléides. Afin de diminuer les incertitudes liées aux hypothèses de calculs, des efforts doivent
être portés sur la caractérisation en taille et densité des bulles d’He pour des concentrations en He
autour de 0,25 % atomique caractéristique d’un temps de stockage de 10000 ans.
Objectifs :
Des implantations d’He à des énergies, concentrations et/ou fluences différentes ont été réalisées
dans du combustible UO2 appauvri et vierge. Ces échantillons ont été analysés par diffraction des
rayons X (DRX) et des déformations dans le matériau ont pu être mesurées. Après s’être approprié
les différents résultats obtenus par DRX, le candidat devra sélectionner et prioriser les échantillons
pertinents à caractériser par MET (Microscopie Electronique en Transmission) dans le but de
générer des données expérimentales sur la distribution en taille et densité des bulles.
Etapes du stage :
1) S’approprier :
a) la littérature sur ce sujet
b) les études déjà réalisées par DRX
c) définir quels sont les échantillons pertinents à observer au MET
2) Observation au MEB (Microscope Electronique à Balayage)
3) Suivre la réalisation des lames minces au MEB/FIB du CP2M à Marseille en vue de la
caractérisation MET
4) Caractérisation au MET du CP2M
5) Rédaction d’un rapport de synthèse
AMU – laboratoire IM2NP Marseille (Myriam Dumont)
Logiciel de simulation des ions avec la matière SRIM
Fabrication de lames minces par MEB/FIB, caractérisation MEB Cadarache et MET au CP2M.
Excel
Mots clés :
Matériaux sous irradiation, bulles, MET, combustible
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
PAGE 22/27
Durée :
4 mois minimum
Lieu :
Master 2 physique du solide, sciences des matériaux, énergie
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Co-encadrants :
Nom : CARLOT
Prénom :
Gaëlle
Nom : SABATHIER
Prénom :
Catherine
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
PAGE 23/27
3.4.5.Etude spatialisée du couplage bulles -espèces mobiles dans le combustible nucléaire
Laboratoire :
Physique de matériaux, Modélisation, numérique, informatique
Contexte :
Le combustible nucléaire (UO2) est un solide poly-cristallin, composé de grains. Lors de son
utilisation en réacteur, il est le siège de fissions des atomes d’Uranium, qui génèrent de la chaleur,
un désordre rémanent dans le matériau, et des produits de fissions, dont des atomes de gaz rares
très peu solubles. Le désordre se manifeste sous la forme de lacunes, interstitiels, ou agrégats de
ces défauts. Au niveau expérimental, on constate de plus la formation de bulles contenant
essentiellement de gaz rares, un gonflement du matériau et un relâchement d’une partie des gaz
rares générés. Gonflement et relâchement ont un impact direct sur la thermo-mécanique du crayon
combustible et doivent être compris le mieux possible afin de pouvoir garantir le bon comportement
du crayon en fonctionnement.
Objectifs :
L’objectif du stage est d’améliorer les performances d’un code de calcul récemment développé au
sien du laboratoire (BEEP, en C++) pour décrire la diffusion de lacunes, d’auto-interstitiels et
d’atomes de Xénon entre plusieurs bulles dans un Volume Elémentaire Représentatif du matériau, à
l’intérieur d’un grain de combustible.
Etapes du stage :
Il est demandé de faire un travail bibliographique sur les méthodes employées pour résoudre des
problèmes de réaction-diffusion en 3D sur un maillage régulier, pour ensuite implémenter la ou les
méthodes retenues. Une méthode numérique préexistante fiable déjà implémentée dans le code,
mais trop lente pourra être utilisée pour des comparaisons avec la ou les autres méthodes testées
pendant le stage, en termes de résultat et de temps de calcul.
Relations Collaboration :
Université d’AIX-MARSEILLE / IM2NP
Aucun
C++, BEEP (code maison)
Mots clés :
Matériaux – Modélisation – Développement de code – Méthodes numériques
Durée :
3 à 6 mois
Lieu :
MASTER 2 ou école d’ingénieur + MASTER 2
Possibilité de poursuivre en thèse
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : NOIROT
Prénom : Laurence
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
PAGE 24/27
DEN/CAD/DEC
3.4.6.Modélisation de la thermo-diffusion de l’oxygène dans les combustibles des réacteurs à
eau pressurisée
Laboratoire :
Modélisation, mathématiques appliquées, méthodes numériques, chimie-physique.
Contexte :
Le comportement en réacteurs à eau pressurisée des crayons combustibles à base d’oxyde
d’uranium est, à l’heure actuelle, évalué par des calculs 3D couplant les transferts de chaleur au
sein des différents composants, la chimie des produits générés par la fission de l’uranium, le
transport des espèces gazeuses au sein de la microstructure du combustible et les phénomènes
d’origine purement mécanique (fluage, fissuration, frottement, …). L’oxygène libéré par la fission,
particulièrement mobile à haute température au sein de l’oxyde d’uranium, est, avec la température,
un élément de première importance vis-à-vis des équilibres chimiques dans le combustible.
Objectifs :
Le présent travail a pour objectif d’améliorer la compréhension actuelle du rôle de l’oxygène en
développant le schéma de calcul du code combustible ALCYONE afin de le rendre opérationnel
pour les combustibles sur-stœchiométriques (UO2+x). Pour cela, sur la base des données
disponibles dans la littérature ouverte, le candidat mettra en équations et programmera un module
de redistribution de l’oxygène adapté au problème. Le travail consistera à résoudre en transitoire et
en géométrie cylindrique l’équation de thermo-diffusion exprimant la mobilité de l’oxygène sous
l’effet du gradient de température (terme dit de Soret). Le candidat appliquera alors le modèle aux
données expérimentales disponibles afin de recaler au mieux les paramètres pilotant l’évolution de
la quantité d’oxygène en tout point de la pastille combustible. Enfin, ces différents éléments seront
intégrés au code combustible ALCYONE afin de proposer une description spatio-temporelle du
comportement des oxydes sur-stœchiométriques en réacteur.
Etapes du stage :
- Introduction à la simulation du comportement des oxydes d’uranium en réacteur (http://bibli.eclyon.fr/exl-doc/thelfer.pdf)
- Mise en équation du problème de thermo-diffusion en géométrie cylindrique
- Résolution numérique du problème
- Tests et application aux résultats expérimentaux
- Implantation dans le code de calcul ALCYONE
- Simulations en géométrie 1D
INSA Lyon (un sujet de thèse sur la même problématique est proposé pour la rentrée 2016 (octobre)
en collaboration avec l’INSA de Lyon. Les candidats intéressés par un doctorat seront considérés en
priorité)
Sans objet
Station de calcul sous LinuX, programmation en C, C++.
Mots clés :
Combustible nucléaire, oxygène, thermo-diffusion.
Durée :
6 mois
Lieu :
Ecole d’ingénieur, master 2, mathématiques appliquées, chimie-physique.
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
PAGE 25/27
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : SERCOMBE
Prénom : Jérôme
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
PAGE 26/27
DEN/CAD/DEC
3.5. MATHEMATIQUES
3.5.1.Simulation de la structure de combustibles nucléaires MOX par des méthodes
géostatistiques
Laboratoire :
Probabilités, statistiques
Contexte :
Étudier le lien entre la microstructure des combustibles nucléaire MOX (U02+PuO2), leurs
paramètres de fabrication et leur comportement macroscropique.
Le parc nucléaire français utilise principalement deux types de combustibles : l’UO2 et le MOX. Le
MOX, issu du retraitement, est un combustible hétérogène, composé d’oxyde d’uranium (UO2) et
d’oxyde de plutonium (PuO2). Il existe plusieurs procédés pour élaborer ce type de combustible, qui
conduisent à des structures hétérogènes différentes.
Ces combustibles peuvent être étudiés par différentes modélisations (mécaniques, physicochimiques). Il faut pour cela décrire correctement la structure hétérogène. En première
approximation, cette structure peut être caractérisée par une fonction, la teneur en PuO 2. Lors des
examens du combustible, les images de microsonde révèlent cette teneur en niveaux de gris : les
phases UO2 apparaissent en noir, les phases intermédiaires en gris et les phases PuO 2 en blanc.
Objectifs :
Le stage consiste à retirer de coupes métallographiques 2D les informations statistiques suffisantes
pour générer par simulation des textures aléatoires 3D qui représentent la teneur en Pu.
Un premier travail consiste à caractériser cette microstructure d’un point de vue géostatistique
(statistiques spatiales). Les techniques de géostatistique et de morphologie mathématique à
employer s’appuieront sur des fonctions aléatoires ou des ensembles aléatoires. Dans les
microstructures étudiées, on devra distinguer la structure (variographie) de la texture (type de
fonctions utilisées pour la modélisation).
La caractérisation géostatistique des structures sera suivie de la simulation de microstructures 3D.
Le passage d’une cartographie (à 2 dimensions) à une microstructure (à 3 dimensions) implique de
résoudre un problème stéréologique. Les microstructures générées devront être périodiques pour
de futurs calculs d’homogénéisation, modélisant plusieurs phénomènes physiques dans les
combustibles MOX : thermique, mécanique, diffusion, production des produits de fission, etc.
Etapes du stage :
1) À partir d’images de microsonde, caractériser la microstructure d’un point de vue géostatistique
(statistiques spatiales), en distinguant la structure (variographie) de la texture (type de fonctions
utilisées pour la modélisation).
2) Proposer et écrire des algorithmes de simulation de microstructures 3D périodiques. Le passage
d’une cartographie (à 2 dimensions) à une microstructure (à 3 dimensions) implique de résoudre
un problème stéréologique.
DEN/CAD/DEC
Novembre 2015
LIVRET DE STAGES
PAGE 27/27
Centre de géostatistique, École des Mines de Paris
Travail sur ordinateur
C++, python, R, mamba
Mots clés :
Géostatistique, microstructures aléatoires, textures
Durée :
6 mois
Lieu :
Mathématiques appliquées, ingénieur généraliste
Oui : 
Non : 
Responsable/contact
Nom : CASTELIER
Prénom : Étienne
Co-encadrant : BOULORE Antoine

Carnet de Stage CEA

Transcription

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