Description du sujet de thèse

Les Réacteurs nucléaires à Sels Fondus (RSF) ont un grand potentiel en termes de sûreté et de flexibilité. Il s’agit de réacteurs dont le combustible est dissous dans un mélange de sels fondus (liquide), jouant le rôle de caloporteur. Le sel circule dans le circuit combustible au travers d’une zone appelée « cœur » où il est rendu critique par géométrie, produisant ainsi de la chaleur, qu’il restitue en traversant un échangeur de chaleur, permettant ainsi de valoriser l’énergie produite, soit sous forme de chaleur (rôle calogène), soit sous forme d’électricité (rôle électrogène). Ce type de réacteur se caractérise par son comportement intrinsèquement stable, et sa versatilité (choix du cycle, choix du spectre neutronique, choix du sel, etc.) et donc la polyvalence de ses applications (réacteur électrogène sur une gamme allant de la petite à la très grosse puissance, incinérateur de déchets à forte activité et à vie longue par transmutation, etc.). Ces qualités étant recherchées dans le contexte nucléaire actuel, les Réacteurs à Sels Fondus suscite un fort regain d’intérêt en France et à l’international avec aussi l’émergence de nouveaux acteurs tels que les startups. L’identification et l’amélioration de la compréhension des phénomènes liés à la sûreté des concepts RSF associée à leur modélisation est un enjeu important de R&D pour combler le gap entre les concepts proposés et un déploiement industriel tout en répondant aux exigences des référentiels de sûreté. Dans cette optique, l'évaluation et l'amélioration des capacités prédictives des outils de modélisation et des données nucléaires qui sont utilisées constitue un axe de R&D important. Le sujet de thèse proposé ici s’inscrit dans l’évaluation de la sûreté des RSF et les liens avec les données nucléaires et les incertitudes associées.

Dans le cadre du projet européen ENDURANCE (EU kNowleDge hUb enAbling molteN salt reaCtor safety development and dEployment) et le WP4 (Modeling and simulations to enable safety assessment and licensing) coordonné par l’ASNR, des chaînes de calcul visant à fournir un calcul de type BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty) sont développées. L’approche BEPU est une méthodologie qui permet de mieux connaître et comprendre les incertitudes et les biais inhérents à des analyses de sûreté. Le code de calcul CEREIS développé au CNRS avec le contrôle de la composition et de la réactivité en ligne sera utilisé afin de fournir la modélisation du terme source et de la puissance résiduelle du combustible dans les localisations des différents concepts réacteurs à sels fondus qui vont être étudiés : concept de référence MSFR de 3 GWth retenu par le Forum Génération IV pour le cycle Th/U et un MSFR de 3 GWth utilisant des sels de chlorure en cycle U/Pu envisagé comme solution pour fermer le cycle du combustible. Une évaluation des incertitudes associées aux données nucléaires (sections efficaces, données de décroissance) sera réalisée en couplant les codes COCODRILO et COCONUST actuellement en cours de développement dans les laboratoires de Subatech et du LPSC. La sensibilité des incertitudes des données nucléaires (JEFF3-3, JEFF4.0) sera évaluée également sur les paramètres liés à la réactivité (keff, beff,, coefficients de contre-réaction Doppler et de densité) pour les deux concepts MSFR de 3GWth (cycles Th/U et U/Pu) pour un calcul statique puis en évolution. L’étudiant-e pourra également éventuellement participer aux échanges qui auront dans le WP1 coordonné par le CNRS visant à identifier les besoins en R&D liés à la conception, l’exploitation et la sûreté des RSF.

En parallèle, il est prévu de collaborer avec le GANIL (F. Farget, D. Ramos) qui a mesuré récemment pour la première fois la distribution des rendements de la fission 239Pu induite par neutron à différentes énergies d’excitation. Certains des concepts de quatrième génération comme par exemple les réacteurs à sels fondus, peuvent avoir un spectre de flux neutronique avec différentes composantes en énergie. Ces nouvelles données contribueront à mieux contraindre les calculs de puissance résiduelle et de terme source, ainsi que l'analyse de sûreté associée.

Contexte de travail

Le/la candidat-e sera basé-e au laboratoire SUBATECH qui est une unité mixte de recherche associant le CNRS-IN2P3, Nantes Université et IMT-Atlantique et intégré dans les activités de recherche sur les réacteurs à sels fondus réalisés à Subatech (responsable : L. Giot) et au LPSC (responsable : E. Merle). Les travaux proposés dans cette thèse s’inscrivent notamment dans le cadre du projet européen ENDURANCE et seront réalisés en collaboration entre ces deux unités de recherche.

Contraintes et risques

Déplacements en France et à l'international 4 à 5 fois par an
Le/la candidate devra avoir les compétences suivantes :
- être titulaire d'un diplôme d'ingénieur ou d'un Master 2 en physique nucléaire, physique des réacteurs simulation numériques, méthodes Monte Carlo.
- Avoir des connaissances solides en physique nucléaire
- La maitrise des outils informatiques (Linux…), de la logique des langages de programmation seront très fortement appréciés.
- Un intérêt certain pour la programmation nécessaire.
- La maîtrise de l'anglais nécessaire
- La capacité à travailler en équipe sur des sujets transverses ou pluridisciplinaires