Thèse Estimation du Bruit Neutronique Stochastique à l'Aide d'Une Approche Numérique de Simulation d'Événements Rares. Application au Suivi de la Réactivité de Systèmes Nucléaires. H/F - Université Paris-Saclay GS Physique

Établissement : Université Paris-Saclay GS Physique École doctorale : Particules, Hadrons, Énergie et Noyau : Instrumentation, Image, Cosmos et Simulation Laboratoire de recherche : Département de physique nucléaire - DRF/IRFU Direction de la thèse : Eric DUMONTEIL ORCID 0000000183311944 Début de la thèse : 2026-10-01 Date limite de candidature : 2026-12-31T23:59:59 Ce sujet de thèse vise à développer une méthode innovante permettant de caractériser la réactivité de systèmes fissiles à partir de l'analyse de leurs fluctuations stochastiques (bruit neutronique à zéro puissance). Dans un milieu fissile sous-critique, les neutrons issus de fissions spontanées peuvent initier des réactions en chaîne plus ou moins courtes et aléatoires, générant un signal fluctuant. Ce bruit porte une information essentielle sur la distance du système étudié à la criticité, paramètre déterminant pour la sûreté des installations nucléaires (prévention de différents accidents de sûreté-criticité) et pour la détection de matières fissiles non déclarées (sécurité et non-prolifération de matières nucléaires). Les approches théoriques existantes pour déduire la réactivité d'un système à partir du bruit neutronique sont en effet limitées aux situations idéalisées et deviennent inadaptées dans des configurations réalistes, en particulier lorsque le système est fortement sous critique ou lorsqu'il existe des incertitudes fortes sur sa géométrie ou sa composition (cas des coriums de Fukushima Daiichi ou du stockage de combustibles irradiés). Recourir à des simulations Monte Carlo constitue alors une alternative naturelle, mais ces simulations nécessitent la mise en oeuvre de méthodes de réduction de variance qui ne peuvent préserver correctement les fluctuations stochastiques. La thèse propose d'adresser ce verrou scientifique en adaptant une méthode de réduction de variance relativement récente dite Adaptive Multilevel Splitting (AMS), utilisée pour explorer efficacement des événements rares tout en conservant leurs propriétés statistiques. L'objectif est d'étendre cette méthode au cas du transport neutronique dans des milieux reproducteurs et d'en faire un outil capable de simuler fidèlement les corrélations temporelles caractéristiques du bruit neutronique. Après développement théorique, l'algorithme sera implémenté dans Geant4, puis comparé à des solutions analytiques et validé expérimentalement via des mesures in situ (utilisant des sources de neutron ou auprès de réacteur). À terme, ce travail pourra ouvrir sur des applications directes en surveillance nucléaire, diagnostic de sûreté et physique des détecteurs, mais présente également des perspectives en physique fondamentale et en physique médicale. 1 Le bruit neutronique stochastique Dans les systèmes fissiles sous-critiques, où une réaction nucléaire ne peut être auto-entretenue, la présence de neutrons « sources » (c'est-à-dire produits par la fission spontanée de certains radio-isotopes lourds ou via des réactions (a,n)) donne tout de même lieu, par fissions induites, à l'apparition de chaînes neutroniques de durée et d'intensité variables. Ces fluctuations aléatoires de la population neutronique, dénommées bruit neutronique stochastique, portent in fine une information très importante sur la proximité de la réaction en chaîne à la criticité. L'analyse de ces fluctuations ou de leurs corrélations temporelles (courbes Feynman-alpha ou Rossi-alpha) dans des situations opérationnelles permettrait par conséquent d'anticiper une potentielle divergence du système. Mais la mise en oeuvre de cette approche reste aujourd'hui un défi. 2 Applications Les applications de cette approche pourraient cependant s'avérer d'intérêt dans plusieurs domaines sensibles du cycle nucléaire, en particulier dans le contexte de la non-prolifération et de la sûreté-criticité. Du point de vue de la sécurité, l'analyse du bruit neutronique permet de caractériser la présence de matériaux fissiles susceptibles d'être détournés à des fins militaires (Special Nuclear Material, SNM). Ces techniques sont ainsi utilisées dans des applications de défense et de contrôle de non-prolifération, notamment pour vérifier la nature fissile de matériaux suspects ou dissimulés. Concernant la sûreté-criticité, le bruit à puissance nulle pourrait fournir un outil crucial permettant d'évaluer en ligne les risques de divergence accidentelle dans des situations complexes. Des mesures de fluctuations neutroniques permettraient notamment d'accéder au facteur de multiplication effectif, keff. Ce facteur indique si un système est sous-critique (keff1). Exemples d'applications immédiates : -Surveillance en ligne des opérations de déblaiement et de démantèlement des unités accidentées -Surveillance des opérations de chargement du combustible en réacteur, du stockage de combustible irradié, etc. Des techniques de mesure active (utilisation d'une source de neutrons extérieure au système) permettent d'en estimer une valeur approchée, avec une bonne sensibilité. Cependant, ces méthodes actives ont leurs limites : elles nécessitent l'utilisation d'une source supplémentaire de neutrons, ce qui n'est pas toujours possible ou autorisé selon les conditions d'exploitation, de sécurité ou de réglementation. Cela limite leur emploi dans certains contextes opérationnels. L'idée est donc d'exploiter la théorie du bruit neutronique à puissance nulle pour estimer le niveau de sous-criticité d'un système fissile sans ajout de source externe. 3 Verrou scientifique L'utilisation du bruit neutronique à puissance nulle pour la caractérisation de matière fissile repose historiquement sur des formalismes soumis à des hypothèses contraignantes au regard de certaines configurations pratiques (en termes de spectre neutronique, de temps de réponse du détecteur, etc.). Cette technique ne peut donc reposer uniquement sur ces formalismes et doit s'appuyer sur des simulations Monte Carlo du transport des neutrons, très précises, notamment vis à vis des effets spectraux. Si le système nucléaire est de plus incertain (réacteur accidenté de Fukushima, SNM), ces simulations doivent être utilisées dans des contextes d'inférence bayésienne pour pouvoir estimer la réactivité la plus probable et son incertitude. Néanmoins, les approches Monte Carlo présentent des difficultés liées au faible nombre de neutrons détectés par des détecteurs de petite taille placés à distance du milieu fissile. En effet, ces méthodes - généralement fondées sur l'échantillonnage exponentiel, l'utilisation de fenêtres de poids, ou l'échantillonnage préférentiel utilisant le flux adjoint - sont très efficaces pour la réduction de la variance (et donc l'amélioration des performances de la simulation) mais ne préservent ni le bruit stochastique ni les corrélations. Ce projet doctoral s'appuie sur des développements mathématiques et algorithmiques récents : l'algorithme dit Adaptive Multilevel Splitting (AMS) permet de simuler des événements rares tout en préservant les distributions de probabilité de ces événements. Son adaptation récente aux processus de transport des particules a ainsi rapidement donné lieu à une première implémentation dans les codes Monte Carlo Tripoli-4 -largement utilisé par l'industrie nucléaire française - et Geant4 - conçu pour les applications de physique fondamentale et médicale. Le projet doctoral présent vise à généraliser l'utilisation de l'algorithme de simulations d'événements rares dit AMS (voir ci dessous) aux processus branchants qui caractérisent mieux le transport des neutrons en milieu fissile, puis à implémenter cette méthode dans un code de transport Monte Carlo et à qualifier finalement cette approche à l'aide de mesures expérimentales auprès de différentes sources de neutrons et de réacteurs. Si la prévention des risques de criticité en est une motivation majeure, les applications de cette approche sont plus diversifiées (détection de particules corrélées pour des applications médicales, etc.).

Université, master 2 ou école d'ingénieur avec une spécialisation en physique des réacteurs et/ou en mathématiques appliquées