Search

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

L'expérience nommée femto-FT-CEAS a été mise en place durant ce travail. Ellecombine une source d'absorption laser femto-opo, une cavité optique haute finesseet un interféromètre à transformée de Fourier. Ce montage instrumental a permisd'enregistrer des spectres sur un domaine de 100 cm−1 avec un coefficient d'absorptionminimal détectable de 5 10−10cm−1 pour des paramètres de résolution spectrale de2 10−2cm−1 et un temps d'enregistrement d'une heure. Le coefficient d'absorptionequivalent par moyenne quadratique par élément spectral correspondant est de 1.210−12cm−1 Hz−1/2. Un chemin optique équivalent de 13 km a été obtenu dans unecellule de 77 cm de long. La gamme spectrale accessible est de 6000 − 6700 cm−1 et7800 − 8300 cm−1.Les spectres enregistrés à l'aide du montage femto-FT-CEAS ont permis d'attribuerplus de 1000 transitions rovibrationelles d'échantillons de CO2 enrichis en 17O,d'OCS, CS2, H12C13CD, et CH3CCH. Les bandes suivantes ont été enrégistrées :pour 12C17O2, les bandes 30013e, 30012e, 30011e, 31113e, 31113f, 31112e, 31112f,et 31111e; pour 17O12C18O, les bandes 30013e, 30012e, et 30011e; pour 16O12C32S,les bandes 540, 0, 501, 0, 511, 1e, 511, 1f, 601, 0, 460, 0, 421, 0, 431, 1e, 431, 1f,521, 0, 341, 0, 351, 1e, 351, 1f, 302, 0, 312, 1e, 312, 1f, 402, 0, 322, 2e, et 322, 2f;pour 16O12C34S, les bandes 501, 0 et 302, 0; pour 16O13C32S, la bande 302, 0 ;pour16O12C33S, la bande 302, 0; pour 12C32S2, les bandes 0403, 0114, 3003 et 2203; pour32S12C34S, la bande 3003. Les conventions de notation vibrationelles utilisées ici sontpour CO2, ν1 ν2 l ν3 n où les bandes vibrationelles perturbées par la résonance deFermi ν1 2ν2 sont ordonnées selon n par ordre décroissant d'énergie. Pour l'OCS,les conventions de notation sont ν1 ν2 ν3, l et pour le CS2, ν1 νl2 ν3. Leur analysespectrale a été réalisée, aboutissant à de nouvelles constantes rovibrationelles ou desconstantes améliorées par rapport à celles de la littérature. Les raies rovibrationnellesattribuées sont données. L'analyse des spectres de H12C13CD et de CH3CCH a étéréalisée par l'équipe du Pr. L. Fusina (Université de Bologne, Italie).L'expérience a aussi été installée autour d'un jet supersonique, enregistrant lesstructures rotationnelles des bandes vibrationelles ν5 + ν9 de C2H4, 3ν3 de N2O etν1 + ν3 de H12C13CH en abondance naturelle, toutes avec une température rotationelleinférieure à 35 K.Finalement, un programme de simulation de ligne de base a été écrit., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/nonPublished

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/nonPublished

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/nonPublished

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/nonPublished

Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles.Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des arbres d’événements s’avère difficile, et les méthodologies dynamiques de réalisation des EPS sont censées fournir une manière plus cohérente d’intégrer l’évolution du processus physique dans les changements de configuration discrète de la centrale au long d’un transitoire accidentel.Cette thèse décrit l’application d’une des plus récentes approches dynamiques des EPS – la Théorie de la Dynamique Probabiliste basée sur les Stimuli (SDTPD) – à différents modèles de déflagration d'hydrogène ainsi que les développements qui ont permis cette applications et les diverses améliorations et techniques qui ont été mises en oeuvre.Level-2 Probabilistic Safety Analyses (PSA) of nuclear power plants aims to identify the possible sequences of events corresponding to an accident propagation from a core damage to a potential loss of integrity of the containment, and to assess the frequency of occurrence of the different scenarios.These so-called severe accidents depend not only on hardware failures and human errors, but also on the occurrence of physical phenomena such as e.g. steam or hydrogen explosions. Handling these phenomena in the classical Boolean framework of event trees is not convenient, and dynamic methodologies to perform PSA studies are expected to provide a more consistent way of integrating the physical process evolution with the discrete changes of plant configuration along an accidental transient.This PhD Thesis presents the application of one of the most recently proposed dynamic PSA methodologies, i.e. the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics (SDTPD), to several models of hydrogen explosion in the containment of a plant, as well as the developed methods and improvements., Doctorat en Sciences de l'ingénieur, info:eu-repo/semantics/nonPublished

About 60 percent of the electricity production in Belgium originates from nuclear power plants. Belgium owns 7 nuclear pressurized water reactors, which are located in two sites: 4 reactors in Doel and 3 reactors in Tihange. Together they have a capacity of approximately 5900 MWe. All these reactors use classical uranium oxide fuel assemblies. Two of them (Doel3, Tihange2) have also accepted a limited number of mixed (uranium and plutonium) oxide fuel assemblies. These mixed fuel assemblies came from the reprocessing of spent uranium oxide fuel assemblies in La Hague (France). The reprocessing of spent fuel gives birth to vitrified high-level waste, and to different isotopes of uranium and plutonium, which can be used in the manufacture of mixed oxide fuel assemblies. Each country producing radioactive waste must find a solution to dispose them safely. The internationally accepted solution is to dispose high-level radioactive waste in a deep and stable geological layer. This seems to be the most secure and environment-friendly way to get rid of the high-level radioactive waste. One of the few stable geological layers, which could accept radioactive waste in Belgium, is the Boom clay layer. Another possible layer is the Ypresian clay layer, but it is not the reference option for the moment. The Boom clay layer is quite thin (about 100 m thick) and is not at a large depth (about 240 m below the ground surface) at the proposed disposal site, beneath the SCK CEN Nuclear Research Centre in Mol. A large number of studies have already been performed on the Boom clay layer, and on the possibility of building a high-level radioactive waste repository in this geological medium. Since 1993, the Belgian government has promulgated a moratorium on the reprocessing of spent uranium oxide fuels in La Hague. Since then, spent fuel assemblies are considered as waste, and ONDRAF/NIRAS (the Belgium Agency for Radioactive Waste and Enriched Fissile Materials) has thus to deal with them as waste. This rises a number of questions on how to deal with this new kind of waste. A solution is to directly dispose these spent fuel assemblies in containers in a repository, just like the other high-level radioactive waste. This repository would be build in the Boom clay layer at a depth of about 240 m beneath the SCK CEN. One of the questions raised by this new kind of waste is: "could the direct disposal of the spent nuclear fuel assemblies lead to nuclear criticality risks in the future?". Nuclear criticality is the ability of a system to sustain a nuclear fission chain reaction. This question was not a key issue with vitrified high-level waste because these do not include fissile uranium and plutonium isotopes, which could lead to a criticality event. The spent fuel repository will be designed in order to totally avoid the occurrence of a criticality event at the closure time. But in the future history of the repository, external events could possibly affect this. These events could maybe lead to criticality inside the repository, and this has also to be avoided. This work tries to answer this question, and to determine how to avoid a long-term criticality event inside the repository. The only complete research work answering this question has been performed in the U.S. for the Yucca Mountain repository but this design is fully different from the Belgian one studied here: for example, the waste are not only spent fuel waste, and the geological layer is volcanic tuff.The main achievements of this work are: *A first set of in-package criticality scenarios for different design options for a Belgian spent fuel repository in the Boom clay layer. *A large number of criticality calculations with different parameters (fuel type, fuel burnup, fuel enrichment, distance between the fuel assemblies, distance between the fuel rods, water fraction inside the overpack) for the different design options. *A preliminary study of the effects of the spent fuel assemblies isotopic evolution with time on the multiplication factor. *For the first time, a coupling between the in-package criticality scenarios and the criticality calculations has been performed., Doctorat en sciences appliquées, info:eu-repo/semantics/nonPublished

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