Modélisation multi-échelle de la rupture d'un polycristal d'UO2 en situation accidentelle de type APRP (Ref Th RES 25-06)

La modélisation du comportement thermomécanique des crayons de combustible nucléaire (UO2) en situations accidentelles dans les Réacteurs à Eau Pressurisée et plus particulièrement du comportement à rupture du combustible, conduit à devoir prendre en compte, dans les conditions de température de l'accident, l'impact de la microstructure sur les propriétés mécaniques de l'UO2 irradié.
Avant le chargement dans les réacteurs, l'UO2 se présente comme un matériau polycristallin contenant des pores de fabrication. Sa microstructure se modifie pendant l'irradiation dans les réacteurs : aux pores de fabrication initiaux s'ajoutent des bulles intragranulaires et intergranulaires remplies de gaz de fission (Xe et Kr) ainsi que des précipités de produits de fission solides (Mo, Ba, Cs). Comme montré par plusieurs études expérimentales, la microstructure du combustible nucléaire et sa température jouent un rôle prépondérant sur son comportement mécanique à rupture.
En utilisant une approche multi-échelle atomistique/mésoscopique, la thèse a comme objectif d'étudier le comportement mécanique à rupture d'un polycristal d'UO2 contenant des défauts tels que des pores et des bulles intragranulaires et intergranulaires. Un point clé de l'approche multi-échelle est la détermination, à partir des résultats des simulations atomistiques, des paramètres à rupture qui alimenteront ensuite la modélisation à l'échelle mésoscopique (modèle des zones cohésives).

Mission

A l'échelle atomistique, des calculs de dynamique moléculaire avec un potentiel semi-empirique à charges variables (SMTB-Q) seront menés à l'aide du logiciel LAMMPS. Les résultats de ces calculs (moyennes temporelles des contraintes et déformations locales ou globales) permettront l'obtention des grandeurs physiques caractérisant la rupture intragranulaire et intergranulaire en traction et en cisaillement de l'UO2 (contraintes maximales et énergies de rupture).
A l'échelle mésoscopique, une approche cohésive-volumétrique utilisant les concepts de modèles de zones cohésives frottantes (FCZM) et de méthodes de modélisation numérique des systèmes multicorps basées sur l'approche Non Smooth Contact Dynamics (NSCD) sera utilisée pour simuler, à l'aide du logiciel XPER, la déformation et la rupture de l'UO2 polycristallin contenant des bulles et des pores remplis de gaz à différentes pressions. A cette échelle, les simulations devront prendre en compte les comportements complexes normaux et tangents et une pression post rupture modélisant l'effet des gaz de fission. Une attention particulière sera portée d'une part à la détermination d'un volume élémentaire d'étude représentatif (polycristal poreux) et d'autre part à la relation entre la pression imposée et le volume créé au cours de la simulation.

Calendrier prévisionnel :

Première année (Octobre 2026–Octobre 2027)
- Etude bibliographique sur la problématique de la rupture de l'UO2 polycristallin et sur les méthodes théoriques qui seront employées.
- Calculs atomistiques (simulations de traction et de cisaillement en dynamique moléculaire).
- Évaluation des paramètres à rupture par approche thermodynamique à partir des résultats atomistiques.

Deuxième année (Octobre 2027–Octobre 2028)
- Mise en place des calculs à l'échelle mésoscopique sur l'UO2 polycristallin (XPER) à partir des paramètres identifiés à l'échelle atomistique.
- Etude paramétrique sur l'influence des coefficients de traction et de cisaillement sur la rupture d'un polycristal d'UO2.

Troisième année (Octobre 2028–Octobre 2029)
- Confrontation des résultats numériques avec les résultats expérimentaux de la littérature.
- Rédaction d'un article et du manuscrit de thèse.

L'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection est une autorité administrative indépendante créée par la loi du 21 mai 2024 relative à l'organisation de la gouvernance de la sûreté nucléaire et de la radioprotection pour répondre au défi de la relance de la filière nucléaire. Elle assure, au nom de l’État, le contrôle des activités nucléaires civiles en France et remplit des missions d'expertise, de recherche, de formation et d’information des publics.

La thèse se déroulera au sein du Laboratoire de Statistique et des Méthodes Avancées (LSMA) de l'ASNR, qui développe des méthodologies dites « avancées » permettant d'étudier et modéliser notamment le comportement thermomécanique des matériaux et leur vieillissement.

Master 2 Mécanique et matériaux
Compétences en physique, mécanique, simulation numérique.