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We define the interface excitation parameter (IEP) as the change in excitation probability, caused by the presence of a medium-medium interface crossed by an electron, in comparison with an electron for which only bulk excitations are considered. This definition is established by analogy with the definition of the surface excitation parameter for which one of the two media of the interface is the vacuum and which has already been extensively studied. To calculate the IEP (as well as the energy-differential IEP or DIEP), we generalize the model developed by Tung, Chen, Kwei and Chou [C. J. Tung, Y. F. Chen, C. M. Kwei and T. L. Chou, Phys. Rev. B 49 (1994) 16684] from dielectric response theory for surface excitation parameter determination. We perform these calculations for angles between 0o and 60o, for electron energies between 200 and 3000eV and for various combinations of materials, chosen for their academic (as Al/In) or practical interest (as SiO2/Si for instance). We show that for materials with “similar” dielectric properties (metal/metal), the IEP is completely negligible. On the contrary when the materials of the interface are characterized by a large energy band gap difference, as metal/insulator or semiconductor/insulator, the IEP can reach a value of about 0.26 for the smallest electron energies considered here. Moreover, we show that for the SiO2/Si interface, the energy-differential IEP obtained from our model is in good agreement with previous experimental data. Copyright © 2015 John Wiley & Sons, Ltd., SCOPUS: cp.j, info:eu-repo/semantics/published

The safeguards verification of spent nuclear fuel is one of the major concern for the safeguards community, as this material represents about 80% of all material placed under safeguards.This PhD thesis described the development of two passive non-destructive assay (NDA) techniques: the Self-Indication Neutron Resonance Densitometry (SINRD) and the Partial Defect Tester (PDET).The NDA methods were investigated with Monte Carlo simulations and the benchmark experiments for SINRD were performed at the GELINA facility of JRC-IRMM in Geel, Belgium.The results for the SINRD technique showed promising results for the direct quantification of 239Pu in spent fuel, and both techniques gave encouraging results for the detection of partial defects., Doctorat en Sciences de l'ingénieur et technologie, info:eu-repo/semantics/nonPublished

Au vu de leurs différentes propriétés, les matériaux cimentaires sont largement considérés dans les différents projets de gestion de déchets radioactifs. Leurs propriétés mécaniques, leurs faibles coefficients de transport ainsi que leur capacité à fixer les principaux radionucléides sont les principaux avantages qui en font un des meilleurs choix pour la conception des barrières ouvragées.Pour les études de sûreté, leur durabilité est capitale. Au cours de la vie d’un tel dépôt,via l’infiltration d’eau ou les interfaces chimiquement agressives avec les argiles, les différents matériaux vont subir des perturbations physicochimiques qui vont altérer leurs structures et potentiellement compromettre leurs fonctions de sûreté. L’étendue de ces perturbations, fondamentale pour l’étude de sûreté, est contrôlée par les propriétés de transport de ces matériaux.Pour modéliser proprement ces phénomènes, il faut pouvoir coupler les évolutions géochimiques des matériaux tout en évaluant le transport à travers ceux-ci. C’est le but de différents codes de transport réactif, qui utilisent une loi de rétroaction pour modifier les propriétés de transport lors d’une modification de microstructure. Le problème est qu’il n’existe pas de loi de rétroaction adaptée aux matériaux cimentaires, qui possèdent une structure poreuse complexe du nanomètre jusqu’à plusieurs micromètres. En général, des lois empiriques de type Archie sont utilisées. Toutefois, même l’utilisation de lois plus sophistiquées ne permet pas de reproduire sensiblement les évolutions liées à la structure porale. Cette loi de rétroaction est probablement la principale raison pour laquelle les résultats de simulation ont du mal à reproduire lesrésultats expérimentaux. Le but de cette thèse est de proposer une meilleure loi de rétroaction et de l’intégrer dans un code de transport réactif.Pour ce faire, trois approches complémentaires ont été mises en oeuvre. La première, expérimentale,consiste en la réalisation des matériaux cimentaires les plus simples possibles :des phases C-S-H pures et une pâte de ciment modèle. Ces matériaux sont ensuite caractérisés finement :leurs propriétés de transport sont évaluées et une description fine de leur microstructure est obtenue. L’approche expérimentale consiste ensuite en la dégradation (par lixiviation et carbonatation sous eau) de la pâte de ciment modèle, afin de comprendre l’impact de ces dégradations sur la microstructure et les propriétés de transport.La deuxième partie, numérique, consiste en l’obtention d’un volume élémentaire représentatif de la pâte de ciment modèle, basée sur les caractérisations expérimentales. Différentes analyses de sensibilité et de propriétés de transport permettent de comprendre les liens entre les différents paramètres et les propriétés effectives. Ensuite, l’approche numérique modélise les dégradations.Ces approches numériques démontrent pourquoi les approches empiriques fonctionnent dans certains cas, et pas dans d’autres.La dernière partie dédiée à la modélisation mathématique développe une approche d’homogénéisation statistique de la diffusion, basée sur une description du phénomène à l’échelle du pore. Cette étude met en évidence des paramètres clés qui contrôlent les propriétés effectives de diffusion.C’est ce pour quoi il est démontré que cette approche, en plus d’être très adaptée aux matériaux cimentaires, est applicable à un large spectre de microstructures. Les paramètres mis en évidences ont intrinsèquement sensibles aux propriétés de percolation et de connectivités de la structure poreuse, qui sont centrales pour la compréhension des propriétés effectives de transport ainsi que l’impact des dégradations. La finalité de la thèse consiste en le couplage de ces différentes approches et en l’incorporation de celles-ci dans un code de transport réactif. Les résultats obtenus en utilisant différentes lois de rétroaction sont comparés entre eux. L’utilisation de lois de rétroaction basée sur l’étude tri-dimensionnelle de la microstructure améliore la comparaison aux résultats expérimentaux., Doctorat en Sciences de l'ingénieur et technologie, info:eu-repo/semantics/nonPublished

Over the last few decades, radiotherapy using high-energy proton beams over the range from 50 MeV to 250 MeV has been increasingly used and developed. Indeed, it offers the possibility to focus the dose in a very narrow area around the tumor cells. The tumor control is improved compared to radiotherapy using photon beams and the healthy cells around the tumor are not irradiated since the range of charged particles is limited. However, due to nuclear reactions of the incident charged particles in the tissue, secondary high-energy radiations, essentially photons and neutrons, are produced and irradiate the treatment room.As a consequence, thick concrete shielding walls are placed around the treatment room to ensure that other people and workers received a dose as small as possible. The dose measurement is performed with specific dosemeters such as the WENDI-II, which gives a conservative estimation of the ambient dose equivalent up to 5 GeV. The dose in working areas may also be estimated by means of numerical calculations by using simulation codes of particle transport such as the GEANT4, MCNPX, FLUKA and PHITS Monte Carlo codes.Secondary particle yields calculated with Monte Carlo codes show discrepancies when different physical models are used but are globally in good agreement with experimental data from the literature. Neutron and photon doses decrease exponentially through concrete shielding wall but the neutron dose is definitely the main component behind a wall with sufficient thickness. Shielding parameters, e.g. attenuation coefficients, vary as functions of emission angle (regarding the incident beam direction), incident proton energy, and target material and composition.The WENDI-II response functions computed by using different hadronic models show also some discrepancies. Thermal treatment of hydrogen in the polyethylene composing the detector is also of great importance to calculate the correct response function and the detector sensitivity.Secondary particle sources in a proton therapy facility are essentially due to losses in cyclotron and beam interactions inside the energy selection system, with the treatment nozzle components and the target - patient or phantom. Numerical and experimental results of the dose in mazes show a good agreement for the most of detection points while they show large discrepancies in control rooms. Indeed, statistical consistency is reached with difficulty for both experimental and calculated results in control rooms since concrete walls are very thick in this case./La radiothérapie utilisant des faisceaux de protons d’énergie entre 50 MeV et 250 MeV s’est largement développée ces dernières années. Elle a l’immense avantage de pouvoir concentrer la dose due au faisceau incident de manière très efficace et très précise sur la tumeur, en épargnant les éventuels organes sains et sensibles aux radiations situés aux alentours. Cependant, des rayonnements « secondaires » très énergétiques sont créés par les réactions nucléaires subies par les protons lors de leur parcours dans les tissus, et peuvent sortir du patient. Des blindages entourant la salle de traitement et suffisamment épais doivent être présents afin que la dose reçue par les personnes se trouvant aux alentours soit la plus faible possible. La mesure de la dose se fait avec des dosimètres spécifiques et sensibles aux rayonnements de haute énergie, tels que le WENDI-II pour les neutrons. L’estimation de cette dose, et donc la modélisation des blindages, se fait également avec des codes de simulation numérique de transport de particules par les méthodes de Monte Carlo, tels que GEANT4, MCNPX, FLUKA et PHITS.La production de rayonnements secondaires calculée à l’aide de codes Monte Carlo montre des écarts significatifs lorsque différents modèles d’interactions physiques sont utilisés, mais est en bon accord avec des données expérimentales de référence. L’atténuation de la dose due aux neutrons et aux photons secondaires à travers un blindage composé de béton est exponentielle. De plus, la dose due aux neutrons est clairement la composante dominante au-delà d’une certaine épaisseur. Les paramètres d’atténuation, comme par exemple le coefficient d’atténuation, dépendent de l’angle d’émission (par rapport à la direction du faisceau incident), de l’énergie des protons incidents et de la nature et la composition de la cible.La fonction de réponse du dosimètre WENDI-II montre également des variations lorsque différents modèles physiques sont considérés dans les codes Monte Carlo. La prise en compte d’effets fins comme les états de vibration et de rotation des atomes d’hydrogène au sein du polyéthylène composant le détecteur se révèle essentielle afin de caractériser correctement la réponse du détecteur ainsi que sa sensibilité.L’émission secondaire dans un centre de protonthérapie est essentiellement due aux pertes dans le cyclotron et aux interactions du faisceau avec les systèmes de sélection de l’énergie, les composants de la tête de tir et le patient (ou le fantôme). L’évaluation numérique de la dose dans les labyrinthes des différentes salles du centre montre un bon accord avec les données expérimentales. Tandis que pour les points de mesure dans leur salle de contrôle respective, de larges différences peuvent apparaitre. Ceci est en partie dû à la difficulté d’obtenir des résultats statistiquement recevables du point de vue expérimental, mais aussi numérique, au vu de l’épaisseur des blindages entourant les salles de contrôle., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/nonPublished