Le combustible nucléaire (oxyde d’uranium) voit sa microstructure fortement endommagée lors de l’irradiation en réacteur: les atomes issus de la fission des noyaux uranium déplacent en cascade les atomes du matériau, créant des défauts d’irradiation (lacunes et interstitiels) dont l’agrégation provoque l’apparition progressive, à l’intérieur des grains d’UO2, de cavités et de boucles de dislocation.

Les atomes de gaz rares (insolubles) générés par la fission (xénon, krypton) peuvent ségréger dans ces cavités. Ces défauts étendus influencent notamment le volume du matériau, son fluage, sa rétention vis-à-vis des gaz de fission. Ce phénomène peut être modélisé par dynamique d’amas (DA): jeu d’équations cinétiques représentant les réactions chimiques d’agrégation des défauts sous l’effet de leur diffusion dans le matériau.

Or, comme les gaz rares peuvent migrer vers les joints de grains et y donner lieu au même genre de phénomène de nucléation-croissance de bulles. L’objectif du stage est donc d’étendre l’utilisation de la DA à la description de l’évolution microstructurale du joint de grains.

On prévoit pour cela quelques étapes clés:

1. Théorie: adapter le modèle au cas d’un milieu plan (alors que le grain est tridimensionnel), notamment rechercher comment s’écrivent les paramètres cinétiques des réactions chimiques d’agrégation des défauts.
2. Numérique-informatique: Coupler le modèle DA du grain à celui du joint. IL s’agira d’un développement spécifique dans le code du CEA-EDF Crescendo.
3. Simulation-interprétation :Le modèle sera ensuite appliqué à de nouvelles situations, comme l’irradiation en pile du combustible dans le but de prédire la microstructure (densités de bulles ou de boucles et lignes de dislocation, à la fois en volume et aux joints de grains).

Ce stage offre une position centrale et un point de vue synthétique sur la physique du combustible en irradiation. Il vous permettra de contribuer au développement de la physique numérique appliquée à une démarche multiéchelle de modélisation.

Vous découvrirez en quoi des outils de simulation basés sur les données microscopiques les plus fondamentales obtenues par le calcul atomistique permettent de traiter et expliquer des situations pratiques.

Pour en savoir plus:

R. Skorek, 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, 2013.
E. Gilabert, D. Horlait, M.-F. Barthe, P. Desgardin, M.-L. Amany, G. Carlot, M. Gérardin, S. Maillard, and T. Wiss, D2.2 "Behaviour of Fission Gases and Helium in Uranium Dioxide", EC report, 2020.