English below

Activités de recherche au laboratoire Subatech :
http://www-subatech.in2p3.fr/fr/recherche/equipes/sen/recherche/simulations-reacteurs-etpuissance-residuelle

Ces travaux sont réalisés en collaboration avec le groupe MSFR du LPSC Grenoble : https://lpsc.in2p3.fr/index.php/fr/groupes-de-physique/msfr/presentation

Directrice de thèse :
Lydie Giot – Enseignante - Chercheuse
Laboratoire SUBATECH, Institut Mines Telecom Atlantique
Adresse : 4, rue Alfred Kastler – La Chantrerie – BP 20722 – 44307 Nantes Cedex 3, FRANCE
Tel : 00 33 +2 51 85 86 66 Email : Cette adresse e-mail est protégée contre les robots spammeurs. Vous devez activer le JavaScript pour la visualiser.

Contexte :
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 « coeur » 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. La chaine de calcul CEREIS (Python + SERPENT 2) développée dans le cadre des activités de modélisation des RSF à Subatech en collaboration avec l’équipe MSFR du laboratoire du LPSC de Grenoble (projet européen SAMOSAFER 2019-2023, projet national ISAC 2022-2026) permet le calcul du terme source et de la puissance résiduelle à prendre en compte en cas de situations accidentelles. En parallèle, dans le cadre du projet national NEEDS/SUDEC, le code COCODRILO visant à déterminer via une approche Monte-Carlo l’impact des incertitudes des données nucléaires de décroissance sur le calcul de la puissance résiduelle a été développé.

Offre de thèse :
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. La partie de la thèse financée via le projet européen ENDURANCE sera centrée sur les calculs de terme source, de puissance résiduelle et des incertitudes associées dues aux données nucléaires (sections efficaces et données de décroissance) avec une approche Monte-Carlo. La partie de la thèse financée via le projet APRENDE est dédiée aux profils de sensibilité des données nucléaires sur les paramètres de sûreté des RSF. Des études seront également réalisées dans ce projet sur l’impact de nouvelles mesures de rendements de fission à différentes énergies neutron sur le calcul de la puissance résiduelle pour des concepts RSF. 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’IRSN, 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. La chaîne de calcul CEREIS mise au point dans le projet européen SAMOSAFER et le projet national France Relance ISAC avec contrôle de la composition et de la réactivité en ligne sera utilisée 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 à Subatech et au LPSC. 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. Dans le cadre du projet APRENDE (Addressing PRiorities of Evaluated Nuclear Data in Europe), la sensibilité des incertitudes des données nucléaires (JEFF3-3, JEFF4.0) sera évaluée 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. Des mesures récentes réalisées au GANIL en cinématique inverse ont donné accès pour la première fois à la distribution des rendements de la fission du 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.

Compétences développées :
- Modélisation et simulation
- Physique nucléaire et des réacteurs
- Programmation en PYTHON pour l’extraction et l’analyse des résultats
- Code de simulation neutronique ; SERPENT 2
- Utilisation d’une ferme de calcul

Profil :
- Étudiant en d’école d’ingénieur (A3) ou de Master 2 ayant déjà des connaissances en physique nucléaire, physique des réacteurs simulation numériques, méthodes Monte Carlo
- La maitrise des outils informatiques (Linux…), de la logique des langages de programmation seront très fortement appréciés.
- Intérêt certain pour la programmation nécessaire.

Un stage de Master 2 ou de dernière année d’école d’ingénieurs est proposé sur la même thématique en amont de cette offre de thèse dont le financement est déjà acquis

--------------------------------------------

Research team:
https://www-subatech.in2p3.fr/en/research/research-team/sen/research/reactor-simulationsand-decay-heat

This work is carried out in collaboration with the MSFR group at LPSC, Grenoble https://lpsc.in2p3.fr/index.php/en/groupes-de-physique/msfr

PhD Director :
Lydie Giot – Associate-Professor, SUBATECH Laboratory, IMT Atlantique
Adress : 4, rue Alfred Kastler – La Chantrerie – BP 20722 – 44307 Nantes Cedex 3, FRANCE
Tel : 00 33 +2 51 85 86 66 Email : Cette adresse e-mail est protégée contre les robots spammeurs. Vous devez activer le JavaScript pour la visualiser.

Context:
Molten Salt Nuclear Reactors (MSRs) have great potential in terms of safety and flexibility. These are reactors in which the fuel is dissolved in a molten salt (liquid), acting as a coolant. The salt circulates in the fuel circuit through a zone called the “core”, where it is made critical by geometry, producing heat. The salt releases the heat by passing through an exchanger, enabling the energy produced to be recovered, either in the form of heat (heat-generating role) or electricity (power-generating role). This type of reactor is characterized by its intrinsically stable behavior, and its versatility (choice of cycle, choice of neutron spectrum, choice of salt, etc.) and hence the versatility of its applications (power reactor ranging from small to very high power, incinerator of high-level, long-lived waste through transmutation, etc.). With these qualities in high demand in the current nuclear context, Molten Salt Reactors are attracting interest in France and abroad, with the emergence of new players such as startups.
Identifying and improving the understanding of safety-related phenomena associated with MSR concepts and their modeling is a major R&D challenge, in order to fill the gap between proposed concepts and industrial
deployment, with also meeting the requirements of safety standards. From this perspective, assessing and improving the predictive capabilities of modeling tools and the nuclear data they use is a major R&D focus.
The CEREIS code (Python + SERPENT 2), developed as part of the MSR modeling activities at Subatech in collaboration with the MSFR team at the LPSC laboratory in Grenoble (European SAMOSAFER project 2019-
2023, national ISAC project 2022-2026), allows to calculate the source term and decay heat to be taken into account in accidental situations. In parallel, as part of the national NEEDS/SUDEC project, the COCODRILO
code has been developed to use a Monte-Carlo approach to determine the impact of uncertainties in nuclear decay data on decay heat calculations.

PhD offer :
The PhD offer proposed here will contribute to the safety assessment of MSRs and the impact of nuclear data and associated uncertainties. The part of the PhD funded via the European ENDURANCE project will focus on calculations of source term, decay heat and associated uncertainties due to nuclear data (cross sections and decay data) using a Monte-Carlo approach. The part of the PhD funded via the European APRENDE project is dedicated to the sensitivity profiles of nuclear data on MSR safety parameters. The project will also investigate the impact of new fission yield measurements at different neutron energies on decay heat calculations for MSR concepts.
As part of the European ENDURANCE project (EU kNowleDge hUb enAbling molteN salt reaCtor safety development and dEployment) and WP4 (Modeling and simulations to enable safety assessment and licensing) coordinated by IRSN, codes aimed at providing a BEPUtype calculation (Best Estimate Plus Uncertainty) are being developed. The BEPU approach is a methodology to gain a better understanding of the uncertainties and biases inherent in safety analyses. The CEREIS code developed with on-line composition and reactivity controls will be used to model the source term and decay heat in the different locations of the MSR concepts to be studied: the 3 GWth MSFR reference concept selected by the Generation IV Forum for the Th/U cycle, and a 3 GWth MSFR using chloride salts in the U/Pu cycle foreseen as a solution for closing the fuel cycle. An assessment of the uncertainties associated with nuclear data (cross sections, decay data) will be carried out by coupling the COCODRILO and COCONUST codes currently under development at Subatech and LPSC. The student may also take part in discussions within the CNRScoordinated WP1 aimed at identifying R&D needs related to the design, operation and safety of MSRs.
As part of the APRENDE (Addressing PRiorities of Evaluated Nuclear Data in Europe) project, the sensitivity of nuclear data uncertainties (JEFF3-3, JEFF4.0) will be assessed on reactivity-related parameters (keff, beff, Doppler and density feedback coefficients) for the two 3GWth MSFR concepts (Th/U and U/Pu cycles) for static and evolving calculations. Recent measurements carried out at GANIL in inverse kinematics have given access for the first time to the distribution of neutron-induced 239Pu fission yields at different excitation energies. Some fourth-generation concepts, such as molten-salt reactors, may have a neutron flux spectrum with different energy components. These new data will help to better constrain decay heat and source term calculations, as well as the associated safety analysis.

Developed skills:
- Modeling, Monte-Carlo methods
- Nuclear Physics, Reactor Physics and depletion calculations
- PYTHON3 (analysis of the results)
- Monte-Carlo codes : SERPENT 2, COCODRILO
- Use of cluster computing facilities

Required profile :
- Student in Master 2 or in last year of engineering school (A3) with some knowledge in reactor physics, reactor modeling, reactor codes, numerical methods and/or Monte Carlo methods
- Good proficiency in the use of computer tools (Linux, computer clusters…), and/or languages such as Python, C or C++ will be an asset .
- Definite interest in programming requested.

A M2 or final-year engineering school internship on the same topic is offered prior to this thesis offer. The funding of this thesis is guaranteed (already been secured).