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Proton therapy uses proton beams with energies of 70 – 230 MeV to treat cancerous tumours very effectively, while preserving surrounding healthy tissues as much as possible. During nuclear interactions of these protons with matter, secondary neutrons can be produced. These neutrons can have energies ranging up to the maximum energy of the protons and can thus be particularly difficult to attenuate. In fact, the rooms of a proton therapy facility are generally surrounded by concrete walls of at least ~2 m in thickness, in order to protect the members of the staff and the public from the stray radiation. Today, the design of the shielding walls is generally based on Monte Carlo simulations. Amongst the numerous parameters on which these simulations depend, some are difficult to control and are therefore selected in a conservative manner. Despite these conservative choices, it remains important to carry out accurate neutron dose measurements inside proton therapy facilities, in order to assess the effectiveness of the shielding and the conservativeness of the simulations. There are, however, very few studies in literature which focus on the comparison of such simulations with neutron measurements performed outside the shielding in proton therapy facilities. Moreover, the published measurements were not necessarily acquired with detectors that possess a good sensitivity to neutrons with energies above 20 MeV, while these neutrons actually give an important contribution to the total dose outside the shielding. A first part of this work was dedicated to the study of the energy response function of the WENDI-2, a rem meter that possesses a good sensitivity to neutrons of more than 20 MeV. The WENDI-2 response function was simulated using the Monte Carlo code MCNPX and validation measurements were carried out with 252Cf and AmBe sources as well as high-energy quasi-monoenergetic neutron beams. Then, WENDI-2 measurements were acquired inside and outside four rooms of the proton therapy facility of Essen (Germany). MCNPX simulations, based on the same conservative choices as the original shielding design simulations, were carried out to calculate the neutron spectra and WENDI-2 responses in the measurement positions. A relatively good agreement between the simulations and the measurements was obtained in front of the shielding, whereas overestimates by at least a factor of 2 were obtained for the simulated responses outside the shielding. This confirmed the conservativeness of the simulations with respect to the neutron fluxes transmitted through the walls. Two studies were then carried out to assess the sensitivity of the MCNPX simulations to the defined concrete composition and the selected physics models for proton and neutron interactions above 150 MeV. Both aspects were found to have a significant impact on the simulated neutron doses outside the shielding. Finally, the WENDI-2 responses measured outside the fixed-beam treatment room were also compared to measurements acquired with an extended-range Bonner Sphere Spectrometer and a tissue-equivalent proportional counter. A satisfactory agreement was obtained between the results of the three measurement techniques., Doctorat en Sciences, 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/published

In a growing number of cutting edge centres around the world, radiotherapy treatments delivered by beams of protons and carbon ions offer the opportunity to target tumours with unprecedented conformality. But a sharper dose distribution increases the need for efficient quality control. Treatments are still affected by uncertainties on the penetration depth of the beam within the patient, requiring medical physicists to add safety margins. To reduce these margins and deliver safer treatments, different projects investigate real time range control by imaging prompt gammas emitted along the proton or carbon ion tracks in the patient.This thesis reports on the feasibility, development and test of a new type of prompt gamma camera for proton therapy. This concept uses a knife-edge slit collimator to obtain a 1-dimensional projection of the beam path on a gamma camera. It was optimized, using the Monte Carlo code MCNPX version 2.5.0, to select high energy photons correlated with the beam range and detect them with both high counting statistics and sufficient spatial resolution for use in clinical routine. To validate the Monte Carlo model, spectrometry measurements of secondary particles emitted by a PMMA target during proton irradiation at 160 MeV were realised. An excellent agreement with the simulations was observed when using subtraction methods to isolate the gammas in direct incidence. A first prototype slit camera using the HiCam gamma detector was consequently prepared and tested successfully at 100 and 160 MeV beam energies. If we neglect electronic dead times and rejection of detected events, the current solution with its collimator at 15 cm from beam axis can achieve a 1-2 mm standard deviation on range estimation in a homogeneous PMMA target for numbers of protons that correspond to doses in water at Bragg peak as low as 15 cGy at 100 MeV and 25 cGy at 160 MeV assuming pencil beams with a Gaussian profile of 5 mm sigma at target entrance.This thesis also investigates the applicability of the slit camera for carbon ion therapy. On the basis of Monte Carlo simulations with the code MCNPX version 2.7.E, this type of camera appears not to be able to identify the beam range with the required sensitivity. The feasibility of prompt gamma imaging itself seems questionable at high beam energies given the weak correlation of secondaries leaving the patient.This work consequently concludes to the relevance of the slit camera approach for real time range monitoring in proton therapy, but not in carbon ion therapy., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/nonPublished

Cette thèse étudie deux aspects d'interaction entre deux joueurs dans le modèle du calcul et de la communication quantique. Premièrement, elle étudie deux primitives cryptographiques quantiques, des briques de base pour construire des protocoles cryptographiques complexes entre deux joueurs, comme par exemple un protocole d'identification. La première primitive est la "mise en gage quantique". Cette primitive ne peut pas être réalisée de manière inconditionnellement sûre, mais il est possible d'avoir une sécurité lorsque les deux parties sont soumises à certaines contraintes additionnelles. Nous étudions cette primitive dans le cas où les deux joueurs sont limités à l'utilisation d'états et d'opérations gaussiennes, un sous-ensemble de la physique quantique central en optique, donc parfaitement adapté pour la communication via fibres optiques. Nous montrons que cette restriction ne permet malheureusement pas la réalisation de la mise en gage sûre. Pour parvenir à ce résultat, nous introduisons la notion de purification intrinsèque, qui permet de contourner l'utilisation du théorème de Uhlman, en particulier dans le cas gaussien. Nous examinons ensuite une primitive cryptographique plus faible, le "tirage faible à pile ou face", dans le modèle standard du calcul quantique. Carlos Mochon a donné une preuve d'existence d'un tel protocole avec un biais arbitrairement petit. Nous donnons une interprétation claire de sa preuve, ce qui nous permet de la simplifier et de la raccourcir grandement. La seconde partie de cette thèse concerne l'étude de méthodes pour prouver des bornes inférieures dans le modèle de la complexité en requête. Il s'agit d'un modèle de complexité central en calcul quantique dans lequel de nombreux résultats majeurs ont été obtenus. Dans ce modèle, un algorithme ne peut accéder à l'entrée uniquement qu'en effectuant des requêtes sur chacune des variables de l'entrée. Nous considérons une extension de ce modèle dans lequel un algorithme ne calcule pas une fonction, mais doit générer un état quantique. Cette généralisation nous permet de comparer les différentes méthodes pour prouver des bornes inférieures dans ce modèle. Nous montrons d'abord que la méthode par adversaire ``multiplicative" est plus forte que la méthode ``additive". Nous montrons ensuite une réduction de la méthode polynomiale à la méthode multiplicative, ce qui permet de conclure à la supériorité de la méthode par adversaire multiplicative sur toutes les autres méthodes. Les méthodes par adversaires sont en revanche souvent difficiles à utiliser car elles nécessitent le calcul de normes de matrices de très grandes tailles. Nous montrons comment l'étude des symétries d'un problème simplifie grandement ces calculs. Enfin, nous appliquons ces formules pour prouver la borne inférieure optimale du problème Index-Erasure, un problème de génération d'état quantique lié au célèbre problème Isomorphisme-de-Graphes., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/published

Relations between propagators and Greenfunctions of Hamiltonians which are SUSY partners have been obtained. New exact propagators for the family of multi-well, time-dependent and non-hermitian potentials have been calculated.Non-conservative SUSY transformation has been studied inthe case of multichannel Schrodinger equation with different thresholds. Spectrum (bound/virtual states and resonances) of thenon-conservative SUSY partner of zero potential has been founded. Exactly solvable model of the magnetic induced Feshbach resonancehas been constructed. This model was tested in the case of Rb$^{85}$.Conservative SUSY transformations of the first and the second order have been studied in the case of multichannel Schrodinger equation with equal thresholds. Transformations which introduce non-trivial coupling between scattering channels have been founded. The first order SUSY transformation which preserves $S$-matrix eigen-phase shifts andmodifies mixing parameter has been founded in the case of two channel scattering with partial waves of different parities. In the case of coinciding parities we have found the second order SUSY transformation which preserves $S$-matrix eigen-phase shifts and modifies mixing parameter. Phenomenological two channel $^3S_1-^3D_1$neutron-proton potential has been obtained by using single channel, phase equivalent and coupling SUSY transformations applied to zero potential., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/nonPublished

De nombreux noyaux atomiques et hypernoyaux se modélisent comme des structures à trois corps. C'est le cas, par exemple, de noyaux à halo, comme 6He, ou de noyaux stables, comme 12C et 9Be. En effet, 6He se caractérise comme un système à trois corps, formé d'un coeur (une particule alpha) et de deux neutrons de valence faiblement liés. Le noyau de 12C peut s'étudier comme un système lié formé de trois particules alphas, tandis que 9Be peut être décrit comme la liaison de deux particules alphas et d'un neutron. Dans les exemples précédents, les particules alphas sont des amas de nucléons. Elles possèdent donc une structure interne dont il faut tenir compte en raison du principe de Pauli. Les modèles les plus réalistes pour décrire les structures à trois corps sont les modèles "microscopiques". Ces modèles prennent en compte explicitement tous les nucléons et respectent exactement le principe d'antisymétrisation de Pauli. Cependant, l'application de ces modèles est fortement limitée en pratique, car ils exigent de trop nombreux et trop longs calculs. Par conséquent, pour simplifier considérablement les calculs et permettre l'étude des structures à trois corps, des modèles moins détaillés, de type "semi-microscopiques", sont également développés. Dans ces modèles, on représente les amas de nucléons comme de simples particules ponctuelles. Dans ce cas, la modélisation consiste à construire les potentiels effectifs entre les amas, puis à les employer dans les modèles à trois corps. Dans ce travail, nous avons développé les modèles "semi-microscopiques à trois corps". Les potentiels effectifs entre amas sont directement déduits des forces entre nucléons (selon la RGM à 2 corps). Ces potentiels sont "non-locaux", et dépendent des énergies des amas qui interagissent. Ils permettent de simuler le principe de Pauli et les échanges de nucléons entre les amas. La dépendance en l'énergie se révèle être un inconvénient dans les modèles à trois corps. Les potentiels effectifs sont par conséquent transformés en de nouveaux potentiels (non-locaux) indépendants de l'énergie, bien adaptés aux modèles à trois corps. Les modèles "semi-microscopiques" sont beaucoup plus simples et plus rapides que les modèles "microscopiques". Ils fournissent les fonctions d'onde des états liés à trois corps des noyaux légers et hypernoyaux. Cela permet d'une part de comprendre les propriétés spectroscopiques nucléaires, et d'autre part, cela ouvre la voie pour de futurs modèles de réactions nucléaires impliquant les structures à trois corps. / Several atomic nuclei and hypernuclei can be modelled as three-body structures: e.g. two-neutron halo nuclei, such as 6He, and other nuclei, such as 12C and 9Be. Indeed 6He can be represented as a three-body system, made up of a core (an alpha particle) and two weakly bound valence neutrons. The 12C nucleus can be studied as a bound system formed by three alpha particles, while the 9Be nucleus can be described as the binding of two alpha particles and one neutron. In these typical examples, the alpha particles are clusters of nucleons. They have an internal structure that must be taken into account because of the Pauli principle. The most realistic models are the "microscopic models". In these models, all the nucleons are taken into account, and the Pauli antisymmetrisation principle is fully respected. However, the application of the "microscopic models" is limited in practice, because they require too many laborious calculations. Therefore, in order to greatly simplify the calculations, "semi-microscopic models" are developed. In those models, the clusters of nucleons are treated as ("structureless") pointlike particles. The models then consist in determining the effective potentials between the clusters, and in using them in three-body models. In the present work, we have developed "semi-microscopic models". The effective potentials between the clusters are directly obtained from the interactions between nucleons (according to the two-cluster RGM). These potentials are "nonlocal", and depend on the energy of the interacting clusters. The non-locality is a direct consequence of the Pauli principle and the exchanges of nucleons between the clusters. The energy-dependence of the potentials turns out to be a drawback in three-body models. Therefore, the effective potentials are transformed into energy-independent potentials, which can be used in three-body models. The "semi-microscopic models" are much simpler and faster than the "microscopic models". They provide the three-body bound-state wave functions (i.e. the spectroscopic properties and the structure) of light nuclei and hypernuclei. Such wave functions are also the basic ingredient that will be used in future reactions models., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/published

Ce travail s’inscrit dans le cadre d’étude de la sûreté de fonctionnement. La sûreté de fonctionnement est progressivement devenue partie intégrante de l’évaluation des performances des systèmes industriels. En effet, les pannes d’équipements, les pertes de production consécutives, et la maintenance des installations ont un impact économique majeur dans les entreprises. Il est donc essentiel pour un manager de pouvoir estimer de manière cohérente et réaliste les coûts de fonctionnement de l’entreprise, en tenant notamment compte des caractéristiques fiabilistes des équipements utilisés, ainsi que des coûts induits entre autres par le non-fonctionnement du système et la restauration des performances de ses composants après défaillance. Le travail que nous avons réalisé dans le cadre de ce doctorat se concentre sur un aspect particulier de la sûreté de fonctionnement, à savoir les politiques de remplacement d’équipements basées sur la fiabilité des systèmes qu’ils constituent. La recherche menée part de l’observation suivante :si la littérature consacrée aux politiques de remplacement est abondante, elle repose généralement sur l’hypothèse implicite que les nouveaux équipements envisagés présentent les mêmes caractéristiques et performances que celles que possédaient initialement les composants objets du remplacement. La réalité technologique est souvent bien différente de cette approche, quelle que soit la discipline industrielle envisagée. En effet, de nouveaux équipements sont régulièrement disponibles sur le marché ;ils assurent les mêmes fonctions que des composants plus anciens utilisés par une entreprise, mais présentent de meilleures performances, par exemple en termes de taux de défaillance, consommation d’énergie, " intelligence " (aptitude à transmettre des informations sur leur état de détérioration). De plus, il peut devenir de plus en plus difficile de se procurer des composants de l’ancienne génération pour remplacer ceux qui ont été déclassés. Cette situation est généralement appelée obsolescence technologique. Le but de ce travail est de prolonger et d’approfondir, dans le cadre de la sûreté de fonctionnement, les réflexions engagées par les différents articles présentés dans la section état de l’art afin de définir et de modéliser des stratégies de remplacements d’équipements soumis à obsolescence technologique. Il s’agira de proposer un modèle, faisant le lien entre les approches plus économiques et celles plus fiabilistes, permettant de définir et d’évaluer l’efficacité, au sens large, des différentes stratégies de remplacement des unités obsolètes. L’efficacité d’une stratégie peut se mesurer par rapport à plusieurs critères parfois contradictoires. Parmi ceux-ci citons, évidemment, le coût total moyen engendré par la stratégie de remplacement, seul critère considéré dans les articles cités au chapitre 2, mais aussi la façon dont ces coûts sont répartis au cours du temps tout au long de la stratégie, la variabilité de ces coûts autour de leur moyenne, le fait de remplir certaines conditions comme par exemple d’avoir remplacé toutes les unités d’une génération par des unités d’une autre génération avant une date donnée ou de respecter certaines contraintes sur les temps de remplacement. Pour arriver à évaluer les différentes stratégies, la première étape sera de définir un modèle réaliste des performances des unités considérées, et en particulier de leur loi de probabilité de défaillance. Etant donné le lien direct entre la probabilité de défaillance d’un équipement et la politique de maintenance qui lui est appliquée, notamment la fréquence des maintenances préventives, leur effet, l’effet des réparations après défaillance ou les critères de remplacement de l’équipement, un modèle complet devra considérer la description mathématique des effets des interventions effectuées sur les équipements. On verra que la volonté de décrire correctement les effets des interventions nous a amené à proposer une extension des modèles d’âge effectif habituellement utilisés dans la littérature. Une fois le modèle interne des unités défini, nous développerons le modèle de remplacement des équipements obsolètes proprement dit. Nous appuyant sur la notion de stratégie K proposée dans de précédents travaux, nous verrons comment adapter cette stratégie K à un modèle pour lequel les temps d’intervention ne sont pas négligeables et le nombre d’équipes limité. Nous verrons aussi comment tenir compte dans le cadre de cette stratégie K d’une part des contraintes de gestion d’un budget demandant en général de répartir les coûts au cours du temps et d’autre part de la volonté de passer d’une génération d’unités à l’autre en un temps limité, ces deux conditions pouvant être contradictoires. Un autre problème auquel on est confronté quand on parle de l’obsolescence technologique est le modèle d’obsolescence à adopter. La manière dont on va gérer le risque d’obsolescence dépendra fortement de la manière dont on pense que les technologies vont évoluer et en particulier du rythme de cette évolution. Selon que l’on considère que le temps probable d’apparition d’une nouvelle génération est inférieur au temps de vie des composants ou supérieur à son temps de vie les solutions envisagées vont être différentes. Lors de deux applications numériques spécifiques. Nous verrons au chapitre 12 comment envisager le problème lorsque l’intervalle de temps entre les différentes générations successives est largement inférieur à la durée de vie des équipements et au chapitre 13 comment traiter le problème lorsque le délai entre deux générations est de l’ordre de grandeur de la durée de vie des équipements considérés. Le texte est structuré de la manière suivante :Après une première partie permettant de situer le contexte dans lequel s’inscrit ce travail, la deuxième partie décrit le modèle interne des unités tel que nous l’avons utilisé dans les différentes applications. La troisième partie reprend la description des stratégies de remplacement et des différentes applications traitées. La dernière partie permet de conclure par quelques commentaires sur les résultats obtenus et de discuter des perspectives de recherche dans le domaine., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/published

Nuclear fuel performance is highly affected by the behaviour of fission gases, particularly at elevated burnups, where large amounts of gas are produced and can potentially be released. The importance of fission gas release was the motivation for large efforts, both experimentally and theoretically, in order to increase our understanding of the different steps of the process, and to continuously improve our models. Extensions to higher burnups, together with the growing interest in novel types of fuels such as inert matrix fuels envisaged for the transmutation of minor actinides, make that one is still looking for a permanently better modelling, based on a physical understanding and description of all stages of the release mechanism. Computer simulations are nowadays envisaged in order to provide a better description and understanding of atomic-scale processes such as diffusion, but even in order to gain insight on specific processes that are inaccessible by experimental means, such as the fuel behaviour during thermal spikes. In the present work simulation techniques based on empirical potentials have been used, focusing in a first stage on pure uranium dioxide. The behaviour of point defects was at the core of this part, but also the estimation of elastic and melting properties. Then, in a second stage, the study has been extended to the behaviour of helium and xenon. For helium, the diffusion in different domains of stoichiometry was considered. The simulations enabled to determine the diffusion coefficient and the migration mechanism, using both molecular dynamics and static calculation techniques. Xenon behaviour has been investigated with the additional intention to model the behaviour of small intragranular bubbles, particularly their interaction with thermal spikes accompanying the recoil of fission fragments. For that purpose, a simplified description of these events has been proposed, which opens perspectives for further work. / Les performances du combustible nucléaire sont fortement affectées par le comportement des gaz de fission, et ce particulièrement lorsqu’un taux d’épuisement élevé est atteint, puisque d’importantes quantités de gaz sont alors produites et peuvent potentiellement être relâchées. Les enjeux, entre autre économiques, liés au relâchement de gaz de fission ont donné lieu à d’importants efforts, tant sur le plan expérimental que théorique, afin d’accroître notre compréhension des différentes étapes du processus, et d’améliorer sans cesse les mod`eles. Les extensions à des taux d’épuisements encore plus élevés ainsi que l’intérêt croissant pour de nouveaux types de combustible tels que les matrices inertes, envisages en vue de la transmutation des actinides mineures, font qu’à l’heure actuelle, le besoin permanent d’une meilleure modélisation, basée sur une compréhension et une description physique des différentes étapes du processus de relâchement de gaz de fission, est toujours de mise. Les simulations par ordinateur ont ainsi été considérée comme un nouvel angle de recherche sur les processus élémentaires se produisant à l’échelle atomique, à la fois afin d’obtenir une meilleure compréhension de processus tels que la diffusion atomique ;mais aussi afin d’avoir accès à certains processus qui ne sont pas observables par des voies expérimentales, tels que la le comportement du combustible lors de pointes thermiques. Dans ce travail, deux techniques, basées sur l’utilisation de potentiels interatomiques empiriques, ont permis d’étudier le dioxyde d’uranium, dans un premier temps en l’absence d’impuretés. Cette partie était principalement centrée sur le comportement des défauts ponctuels, mais a aussi concerné différentes propriétés élastiques, ainsi que le processus de fusion du composé. Ensuite l’étude a été étendue aux comportements de l’hélium de du xénon. Pour ce qui a trait à l’hélium, la diffusion dans différents domaines de stoechiométrie a été considérée. Les simulations ont permis de déterminer le coefficient de diffusion ainsi que le mécanisme de migration lui-même. Quant au xénon, outre les propriétés de diffusion, l’intention fut de se diriger vers la modélisation des petites bulles intragranulaires, et plus précisément vers leur interaction avec les pointes thermiques, créées lors du recul des fragments de fission. Une description simplifiée de ce processus a été proposée, qui offre de nouvelles perspectives dans ce domaine., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/published

Nuclear fuel performance is highly affected by the behaviour of fission gases, particularlyat elevated burnups, where large amounts of gas are produced and canpotentially be released. The importance of fission gas release was the motivationfor large efforts, both experimentally and theoretically, in order to increase ourunderstanding of the different steps of the process, and to continuously improveour models.Extensions to higher burnups, together with the growing interest in novel typesof fuels such as inert matrix fuels envisaged for the transmutation of minor actinides,make that one is still looking for a permanently better modelling, basedon a physical understanding and description of all stages of the release mechanism.Computer simulations are nowadays envisaged in order to provide a betterdescription and understanding of atomic-scale processes such as diffusion, but evenin order to gain insight on specific processes that are inaccessible by experimentalmeans, such as the fuel behaviour during thermal spikes.In the present work simulation techniques based on empirical potentials havebeen used, focusing in a first stage on pure uranium dioxide. The behaviour ofpoint defects was at the core of this part, but also the estimation of elastic andmelting properties.Then, in a second stage, the study has been extended to the behaviour of heliumand xenon. For helium, the diffusion in different domains of stoichiometrywas considered. The simulations enabled to determine the diffusion coefficient andthe migration mechanism, using both molecular dynamics and static calculationtechniques. Xenon behaviour has been investigated with the additional intentionto model the behaviour of small intragranular bubbles, particularly their interactionwith thermal spikes accompanying the recoil of fission fragments. For thatpurpose, a simplified description of these events has been proposed, which opensperspectives for further work./Les performances du combustible nucléaire sont fortement affectées par le comportementdes gaz de fission, et ce particulièrement lorsqu’un taux d’épuisementélevé est atteint, puisque d’importantes quantités de gaz sont alors produiteset peuvent potentiellement être relâchées. Les enjeux, entre autre économiques,liés au relâchement de gaz de fission ont donné lieu à d’importants efforts, tantsur le plan expérimental que théorique, afin d’accroître notre compréhension desdifférentes étapes du processus, et d’améliorer sans cesse les mod`eles. Les extensionsà des taux d’épuisements encore plus élevés ainsi que l’intérêt croissant pourde nouveaux types de combustible tels que les matrices inertes, envisages en vuede la transmutation des actinides mineures, font qu’à l’heure actuelle, le besoinpermanent d’une meilleure modélisation, basée sur une compréhension et une descriptionphysique des différentes étapes du processus de relâchement de gaz defission, est toujours de mise.Les simulations par ordinateur ont ainsi été considérée comme un nouvel anglede recherche sur les processus élémentaires se produisant à l’échelle atomique, à lafois afin d’obtenir une meilleure compréhension de processus tels que la diffusionatomique ;mais aussi afin d’avoir accès à certains processus qui ne sont pas observablespar des voies expérimentales, tels que la le comportement du combustiblelors de pointes thermiques.Dans ce travail, deux techniques, basées sur l’utilisation de potentiels interatomiquesempiriques, ont permis d’étudier le dioxyde d’uranium, dans un premiertemps en l’absence d’impuretés. Cette partie était principalement centrée sur lecomportement des défauts ponctuels, mais a aussi concerné différentes propriétésélastiques, ainsi que le processus de fusion du composé.Ensuite l’étude a été étendue aux comportements de l’hélium de du xénon. Pource qui a trait à l’hélium, la diffusion dans différents domaines de stoechiométriea été considérée. Les simulations ont permis de déterminer le coefficient de diffusionainsi que le mécanisme de migration lui-même. Quant au xénon, outre lespropriétés de diffusion, l’intention fut de se diriger vers la modélisation des petitesbulles intragranulaires, et plus précisément vers leur interaction avec les pointesthermiques, créées lors du recul des fragments de fission. Une description simplifiée de ce processus a été proposée, qui offre de nouvelles perspectives dans cedomaine., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/nonPublished