Nous avons étudié le comportement de capteurs répartis par rétrodiffusion Brillouin dans des fibres optiques soumises à des environnements radiatifs pour la mesure de contraintes thermomécaniques. Le premier chapitre présente le besoin de mesure répartie par fibre optique pour le stockage sur site géologique des déchets radioactifs de moyennes et hautes activités vie longue (MA-VL et HA-VL) envisagé par l'Andra. Le second chapitre précise la méthodologie utilisée durant la thèse. Le choix de fibres optiques utilisées ainsi que les moyens de caractérisation exploités pour étudier l'évolution de la réponse des fibres optiques y sont présentés. Dans la troisième partie, nous montrerons l'influence de l'exposition aux rayonnements UV sur le spectre Brillouin de certaines fibres optiques. La réponse de la fibre optique fortement dopées au Germanium montre une grande sensibilité de l'atténuation et des changements sur la fréquence Brillouin induits par des rayonnements UV. Dans la quatrième partie, nous montrerons les résultats de la méthodologie appliquée pour la caractérisation de la réponse capteurs répartis par rétrodiffusion Brillouin dans diverses fibres optiques au cours des irradiations gamma. Ces études ont permis de converger vers la conception d'une fibre optique spéciale dopée au Fluor qui est adaptée l'application de surveillance d'alvéole de stockage de déchets radioactifs de type HA-VL et MA-VL pendant une échelle séculaire

En France, le problème des déchets radioactifs a fait l’objet de différentes prises en charge. La gestion de ces déchets a été singularisée et confiée à un opérateur spécialisé, l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs, l’Andra, créée en 1979 pour stocker ces déchets. Mais l’Andra a rencontré des difficultés pour réaliser des projets de stockage régulièrement contestés. Aujourd’hui encore, alors que son projet de stockage géologique entre en phase de réalisation, elle fait l’objet de critiques, cristallisant des rapports de force traversant l’ensemble du secteur nucléaire. Pour retracer les évolutions de cette gestion depuis les années 1950, l’étude du travail organisationnel permet d’appréhender de l’intérieur comment les agents définissent les problèmes, conçoivent et réalisent des solutions. A travers ce travail stratégique et politique, ils transforment régulièrement l’Agence en fonction du déroulement de ses projets : filiale industrielle du CEA, elle est transformée en agence de recherche finalisée, puis à nouveau en opérateur industriel pour réaliser le stockage géologique. Ces changements permettent aux acteurs de relancer des projets critiqués, sans forcément en modifier le contenu : ce n’est pas l’inertie mais la flexibilité organisationnelle et institutionnelle qui permet d’expliquer le maintien de solutions contestées. Enfin, le problème des déchets cristallise une multiplicité de logiques temporelles. L’analyse du travail de temporalisation de l’action, comme forme particulière d’organisation, permet d’interroger l’articulation entre changement et verrouillage de l’action publique. Ainsi notre étude porte sur le lien entre définition d’un problème, construction de solutions irréversibles, travail organisationnel et temporel. / In France, the problem of radioactive waste has been subjected to different solutions. In 1979, the storage of radioactive waste was entrusted to a specialized operator, the National Agency for Radioactive Waste Management (Andra). Yet, through the course of its history, the Agency has faced many difficulties to implement its projects, which often came under strong public criticism. Still today, while its project of geological disposal is about to move into its industrial phase, the Andra is still widely criticized and serves as a crystallization point for power relationships in the nuclear sector. In order to retrace the evolution of French radioactive waste management since the 1950s, the archival and ethnographical study of the Andra’s organizational work provides an insider perspective on how its agents have defined problems, as well as conceived and implemented solutions. Indeed, through this strategic and political work, they have frequently transformed the Agency to fit the progress of its projects. From an industrial subsidiary of the French Atomic Energy Commission (CEA), the Agency was transformed into a finalized research agency, then again into an industrial operator in order to undertake to construction the geological disposal site. Through to these changes, actors have been able to revived criticized projects, without necessarily modifying their contents. In fact, it is not stability but organizational and institutional flexibility, which can account for the preservation of these controversial solutions. Lastly, the problem of radioactive waste crystallizes a multiplicity of temporal logics. The analysis of this work of temporalisation, which can be seen as a particular kind of organization, questions the articulation between change and permanency of public action. As such, this study sheds light on the relation between dynamics of problem definition, the construction of irreversible technical solutions, and organizational and temporal work.

Nous avons étudié le comportement de capteurs répartis par rétrodiffusion Brillouin dans des fibres optiques soumises à des environnements radiatifs pour la mesure de contraintes thermomécaniques. Le premier chapitre présente le besoin de mesure répartie par fibre optique pour le stockage sur site géologique des déchets radioactifs de moyennes et hautes activités vie longue (MA-VL et HA-VL) envisagé par l’Andra. Le second chapitre précise la méthodologie utilisée durant la thèse. Le choix de fibres optiques utilisées ainsi que les moyens de caractérisation exploités pour étudier l’évolution de la réponse des fibres optiques y sont présentés. Dans la troisième partie, nous montrerons l’influence de l’exposition aux rayonnements UV sur le spectre Brillouin de certaines fibres optiques. La réponse de la fibre optique fortement dopées au Germanium montre une grande sensibilité de l’atténuation et des changements sur la fréquence Brillouin induits par des rayonnements UV. Dans la quatrième partie, nous montrerons les résultats de la méthodologie appliquée pour la caractérisation de la réponse capteurs répartis par rétrodiffusion Brillouin dans diverses fibres optiques au cours des irradiations gamma. Ces études ont permis de converger vers la conception d’une fibre optique spéciale dopée au Fluor qui est adaptée l’application de surveillance d’alvéole de stockage de déchets radioactifs de type HA-VL et MA-VL pendant une échelle séculaire / We studied the behavior distributed Brillouin sensor in optical fibers under radiative environments for strain and temperature measurements. The first chapter presents the need for distributed measurement by using optical fiber for the storage of radioactive waste geological site of medium and high long-lived activities (MA- VL and HA-VL) proposed by Andra. The second chapter outlines the methodology used in the thesis. The choice of fiber used and the characterization means operated to study the evolution of the response of the optical fibers are presented. In the third part, we show the influence of exposure to UV radiation on the Brillouin spectrum of several optical fibers. The response of the optical fiber highly doped with Germanium shows high sensitivity on the attenuation and the Brillouin frequency induced by UV radiation. In the fourth section, we show results from our methodology for the characterization of the response Brillouin sensors in various optical fibers during differents gamma irradiation conditions. These studies converge towards the design of a special fluorine -doped optical fiber which is suitable for the application of monitoring of the future site for the storage of radioactive waste type HA- MA- VL and VL for a century scale

L'objet de la recherche concerne la place du débat public dans le processus démocratique de la décision, dans la France du XXIe siècle, appliqué à la problématique de la gestion des déchets radioactifs. L'hypothèse de départ, eu égard aux dispositifs multipliant les formes de débat depuis les années 80, est d'affirmer que la place du débat public est croissante dans les processus de décision et de construction de l'intérêt général. Plus précisément, les travaux se focalisent sur les modes de communication de l'ensemble des acteurs avec leurs publics, qu'il s'agisse du débat public institutionnel, organisé par la Commission nationale du débat public, mais aussi du débat entendu au sens large, évoquant ainsi la désignation générique de tout mode de mise en discussion publique des choix collectifs. Ce qui nous interroge sur la mise en perspective du jeu démocratique entre les différents acteurs, politiques, experts, industriels, administratifs et citoyens "ordinaires", que ce soit au niveau local, à l'exemple d'une installation d'un centre de stockage de déchets radioactifs sur un territoire, ou bien au niveau national, cadre dans lequel la mise en œuvre de l'action publique débouche sur des décisions politiques encadrées par le travail législatif. Cette double problématique interroge les processus de délibération et de décision des pouvoirs publics, concernant le domaine des choix scientifiques et technologiques, puisqu'il s'agit du nucléaire, domaine particulièrement complexe, objet de controverses sociotechniques, puisqu'il comporte des enjeux aussi bien technologiques, que politiques, économiques, sociaux, avec une forte valeur éthique. Il s'agira donc de s'interroger, à travers cette "radiographie" du débat public à la française, sur ses enjeux et ses finalités et sur sa capacité médiatrice entre les acteurs sociaux. Comment agit cette relation ambivalente entre information, communication et participation, quels effets produit-elle sur le processus démocratique de la décision publique, ces questions s'avèrent essentielles pour la compréhension de l'objet d'étude, dans une approche des SIC qui privilégie l'interaction des acteurs avec leur environnement / The purpose of the research is with regards to public debate's place in the decision democratic process in the 21rst century France, and applied to the problematic of the radioactive wastes management. The starting hypothesis, relying on the disposals multiplying debates forms since the 80's, is to assert the increasing place of the public debate in the decision and construction process of the general interest. More precisely, researches focus on the communication modes of the set of the actors and their audiences, involving institutional public debate organized by the National Commission for the Public Debate, but also involving debate in a general meaning, therefore evoking the generic designation of any kind of public discussion about collective choices. What's interrogating us on the put in prospect of the democratic game between all the different actors : political ones, experts, industrial ones, administrative ones and "ordinary" citizens, may it be at a local level (with the example of an installation of a radioactive wastes stocking center on a territory) or else at a national level – frame in which the implementation of the public action results in political decisions framed by legislative work. This double problematic interrogates deliberation and decision processes of the Public Powers, regarding scientific and technologic choices domain, since we're dealing here with nuclear, which is a particularly complex domain, target of many socio-technical controversies, since it contains technological stakes, as well as political, economical and social ones, with a strong ethic value. Here, we'll be dealing with wondering – through this "radiography" of the French public debate – about its stakes and its purposes as well as its mediator ability between social actors

En raison de la résistance élevée à l’irradiation de certaines compositions, les oxydes de structure pyrochlore A₂B₂O ₇ sont considérés comme des matrices potentielles d’immobilisation des actinides produits en réacteur nucléaire. Dans ce contexte, l’étude de la stabilité structurale sous irradiation de ces oxydes est particulièrement importante. Ce travail concerne donc l’étude de l’influence de la composition des pyrochlores et de leur microstructure sur leur comportement vis-à-vis de l’irradiation.Dans ce but, quatre compositions d’oxydes pyrochlores de formule générale A₂B₂O ₇ avec A = Gd, Nd et B = Zr, Ti ont tout d’abord été élaborées. Différentes voies de synthèse (réaction à l’état solide, chimie douce par la méthode Pechini) de poudres pyrochlores ont été explorées afin de maîtriser in fine la taille de grains des céramiques densifiées par frittage classique ou par frittage SPS. Les résultats obtenus par chimie douce sont prometteurs : des poudres fines (<100 nm) de structure pyrochlore ont été élaborées. Enfin, selon les conditions de frittage SPS choisies, des céramiques denses ont été obtenues, avec une taille de grains de 700 nm pour Y₂Ti₂O ₇ et de 300 nm pour Nd₂Zr₂O ₇ , ce qui, à notre connaissance, correspond aux plus petites tailles de grains pour ce type de composé.Afin d’étudier le comportement sous irradiation, les oxydes élaborés de compositions Gd₂Ti₂O ₇ , Y₂Ti₂O ₇ , Gd₂Zr₂O ₇ et Nd₂Zr₂O ₇ , ont été irradiés avec des ions lourds de basse énergie (Au 4MeV délivrés par l’installation JANNuS à Orsay) pour déterminer les modifications structurales produites par les effets nucléaires et par des ions lourds d’une centaine de MeV (ligne IRRSUD) ou de l’ordre du GeV (ligne SME) du GANIL à Caen afin d’étudier les effets induits par les excitations électroniques. Les transformations induites par irradiation ont été caractérisées par Diffraction des Rayons X (parfois in situ avec le dispositif ALIX du GANIL), Microscopie Electronique à Balayage et en Transmission (MEB, MET) et spectroscopie Raman. La spectroscopie d'absorption (XANES et EXAFS effectuées au synchrotron SOLEIL) a été utilisée pour caractériser l'ordre local dans la phase amorphe induite par irradiation dans les titanates. Dans le domaine du ralentissement nucléaire, les résultats principaux sont que les titanates s’amorphisent sous irradiation alors que seule une transition pyrochlore-fluorine est observée pour les zirconates. Dans le domaine du ralentissement électronique, les titanates s’amorphisent par un mécanisme d’impact direct et Gd₂Zr₂O ₇ subit uniquement une transition pyrochlore-fluorine. Par contre, contrairement à son comportement observé sous irradiation avec des ions de basse énergie, Nd₂Zr₂O ₇ s’amorphise avec des ions lourds de haute énergie, avec une cinétique d’endommagement complexe qui met en jeu des transitions pyrochlore-amorphe, pyrochlore-fluorine et fluorine-amorphe. La structure interne des traces induites par excitations électroniques a été étudiée par MET. Les analyses par spectroscopie Raman en coupe transverse des échantillons irradiés ont permis la détermination de l’épaisseur de la phase amorphe ainsi que du pouvoir d’arrêt électronique seuil pour la formation des traces. Les conductivités thermiques des échantillons irradiés sont plus faibles que celles obtenues dans les composés non irradiés. Enfin, l’étude de la restauration thermique des composés irradiés avec des ions lourds de haute énergie montre que les transformations de phases ainsi que les températures auxquelles se produisent ces transformations dépendent de la composition. / Due to the high resistance to irradiation of some compositions, pyrochlore-type oxides with A₂B₂O ₇ structure are considered as potential matrices for the immobilization of actinides produced in nuclear reactor. In this context, the study of the structural stability after irradiation of these oxides is particularly important and should be investigated. This work aims at studying the effects of both the composition and the microstructure on the behavior of pyrochlores upon irradiation. For this purpose, four compositions of pyrochlore oxides of general formula A₂B₂O ₇ (with A = Gd, Nd and B = Ti, Zr) were first elaborated. Powders were prepared using different routes (solid state reaction, soft chemistry with Pechini process) in order to control the grain size of the ceramics densified either by conventional sintering or by SPS. The results obtained by soft chemistry are promising: fine powders (<100 nm) with the pyrochlore structure were prepared. Finally, according to the selected SPS conditions, dense ceramics were obtained with a grain size of 700 nm for Y₂Ti₂O ₇ and 300 nm for Nd₂Zr₂O ₇ , which, to our knowledge, corresponds to the smaller grain size for these compositions. Pyrochlore oxides with the compositions Gd₂Ti₂O ₇ , Y₂Ti₂O ₇ , Gd₂Zr₂O ₇ and Nd₂Zr₂O ₇ were irradiated with low energy heavy ions (4 MeV Au ions delivered by the JANNuS platform in Orsay) to determine the structural modifications produced by nuclear collisions. The same ceramics were also irradiated with swift heavy ions (hundreds of MeV on the IRRSUD beamline or of the order of GeV on the SME beamline) at the GANIL accelerator in Caen to study the effects induced by electronic excitations. The transformations induced by irradiation were characterized by XRD (in situ with the ALIX set up of the GANIL or ex situ after irradiation), scanning and transmission electron microscopy (SEM, TEM) and Raman spectroscopy. Fine absorption spectroscopy (XANES and EXAFS performed at the synchrotron Soleil) was implemented in order to characterize the local order in the amorphous phase induced by irradiation in the titanates. In the ballistic process regime, the main results are the amorphization of the titanates, while only an anion-deficient fluorite phase is formed for zirconates. The phase transformations induced by electronic excitation show that titanates become amorphous by a direct impact mechanism whereas a pyrochlore-fluorite transition occurs for Gd₂Zr₂O ₇ . However, in contrast to the behavior observed upon irradiation with low energy ions, Nd₂Zr₂O ₇ becomes amorphous upon high energy ion irradiations, with a complex damage kinetics involving pyrochlore-amorphous, pyrochlore-fluorite and fluorite-amorphous phase transitions. The internal structure of tracks induced by electronic excitation was studied by TEM. Raman spectroscopy analyses performed on cross-sectioned irradiated samples allowed the determination of the amorphous phase thickness and the electronic stopping power threshold for the formation of tracks.The thermal conductivities of the irradiated samples are lower than those obtained for unirradiated compounds. Finally, a specific study concerning the thermal recovery of irradiated pyrochlores with swift heavy ions shows that the phase transitions and the temperature at which these transformations occur depend on the composition.

Dans le but de vérifier l'efficacité des dispositifs de scellement ou des barrières ouvragées dans le stockage géologique des déchets radioactifs, l'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) a mis en œuvre le projet expérimental SEALEX (SEALing performance EXperiments) auquel ce travail est étroitement lié. Dans le cadre de ce projet, des essais in-situ sont effectués à l'échelle représentative et dans des conditions naturelles sur un mélange compacté de bentonite et de sable. Ce matériau de mélange a été choisi pour sa faible perméabilité et surtout pour sa capacité de gonflement qui permet de colmater les vides existant dans le système, notamment le vide technologique correspondant au vide radial entre le noyau de scellement et la roche hôte et qui est inévitable au cours de l'installation du noyau dans le forage. Une fois les vides scellés, le gonflement à volume constant engendre une pression de gonflement aussi bien sur la roche hôte (radiale) que sur les structures de confinement en béton (axiale). Le comportement de ce matériau dans ces conditions de couplages hydromécaniques est alors étudié dans ce travail. La microstructure du matériau à son état initial a été premièrement examinée par micro-tomographie rayons-X. Ceci a permis de voir la distribution des grains de bentonite et de sable ainsi que le réseau de pores dans l'échantillon. Des macro-pores se sont retrouvés concentrés à la périphérie de l'échantillon ainsi qu'entre les grains de sable, ce qui pourra affecter à court terme la perméabilité. L'hydratation du même matériau en condition de gonflement limité a été ensuite observée par une photographie 2D et par la micro-tomographie aux rayons-X. Le mécanisme de gonflement par production de gel de bentonite, la cinétique de gonflement, la diminution de densité et l'homogénéisation du matériau final on été analysés. L'hydratation en conditions de gonflement empêché a été aussi étudiée par des essais où la pression de gonflement a été mesurée dans deux directions : radialement et axialement. La différence retrouvée entre les pressions de gonflement axiales et radiales a évoqué la présence d'une anisotropie de microstructure qui a été analysée en fonction de la masse volumique sèche de bentonite dans le mélange. Des essais en modèle réduit reproduisant à une échelle 1/10ème les essais in situ (SEALEX) ont été également effectués afin d'étudier le comportement du noyau compacté après la reprise des vides au cas d'un accident détruisant les éléments de confinement. Des mesures locales de pression de gonflement le long des échantillons ont permis de mettre en évidence l'évolution du gradient de densité durant le gonflement axial. Finalement une comparaison entre les résultats obtenus dans ce travail et ceux d'un essai in situ (SEALEX) a été faite. Une bonne correspondance entre les valeurs d'humidités relatives a été retrouvée pour les mêmes longueurs d'hydratation tout en prenant en compte la saturation par le vide technologique radial. Par contre, la comparaison des évolutions et des valeurs de pressions de gonflement était plus compliquée vu les différences de configurations des essais

Ce travail est consacré à l’analyse et au développement de concepts et d’outils mathématiques en vue de leur application à des problématiques propres aux sites de stockage géologique profond de déchets radioactifs. La première partie porte sur l’estimation en champ lointain de la concentration de radionucléides issus du relâchement des colis de confinement, lorsque les incertitudes sur le relâchement sont prises en compte. En s’appuyant sur les travaux de A. Bourgeat et A. Piatniski sur l’homogénéisation d’une équation de convection-diffusion avec second membre aléatoire, on développe des outils numériques permettant d’approcher le comportement probabiliste du champ de concentration dans une configuration du type site de stockage. Dans une seconde partie, on s’intéresse à la migration de gaz dans et autour d’un site de stockage. Après une revue sur la modélisation physique des écoulements diphasiques de type eau/hydrogène en milieu poreux, on propose une nouvelle formulation mathématique du problème qui décrit, dans un même jeu d’équations, les écoulements à une (liquide) et deux (liquide/gaz) phases. Une étude de l’existence de solutions de cette formulation est menée à l’aide de la théorie générale des équations différentielles quasilinéaires elliptiques-paraboliques introduite par H.W. Alt et S. Luckhaus. Une méthode de résolution numérique du problème est mise en oeuvre pour la simulation de différents cas test, des plus simples au plus représentatif d’un site de stockage géologique. Enfin, l’homogénéisation périodique du modèle est effectuée et appliquée à la simulation de l’exercice Couplex-Gaz proposé par l’ANDRA / The purpose of this work is to analyze and develop mathematical concepts and tools in application to performance assessment of an underground nuclear waste disposal. The first part is concerned with estimating the far field concentration of radionuclides released by containers of waste when uncertainties on the release are taking in account. Using the work of A. Bourgeat and A. Piatniski about homogenization of a convection-diffusion equation with random source term, numerical tools are developed to approximate the random behavior of the concentration field in an underground disposal configuration. In a second part, we are interested in gas migration in and around an underground nuclear waste disposal. After a review on physical models of two-phase flow in porous media for water/hydrogen mixture, we propose a new mathematical formulation describing one- (liquid) and two- (liquid/gas) phase flow with a unique set of equation. Considering the general theory of quasilinear elliptic-parabolic differential equations introduced by H.W. Alt and S. Luckhaus, we study existence of solutions for this formulation. A numerical method to solve the problem is implemented to simulate several test cases. These test cases run from very simple situations to a representative configuration of an underground nuclear waste disposal. Finally, the periodic homogenization of the model is done and applied to simulate the Couplex-Gas exercise proposed by ANDRA.

Le projet Cigéo, mené par l’ANDRA, vise à permettre à l’horizon 2030 le stockage géologique des déchets les plus radioactifs du parc nucléaire français. Ces déchets, qui seraient placés dans des alvéoles souterraines de plusieurs centaines de mètres, sont susceptibles de relâcher de l’hydrogène gazeux (H2), un gaz inflammable dans l’air lorsque sa concentration dépasse 4%. Pour la sécurité des installations, il est indispensable de s’assurer que la concentration de H2 dans les alvéoles de stockage reste inférieure à sa limite de dangerosité. L’objectif de cette thèse, menée à l’ONERA, est de concevoir et réaliser un Lidar permettant de profiler à distance la concentration de H2 (0-4%), sur plusieurs centaines de mètres, avec une forte résolution spatiale (< 3 m), et de proposer ainsi un moyen non intrusif de détection et de prévention du risque lié à l’hydrogène. Le principe retenu est celui d’un Lidar Raman vibrationnel dans le domaine ultra-violet (355 – 420 nm). Pour sa conception, nous avons pris en compte les conditions particulières prévues dans les alvéoles de stockage. Une chaine de détection très sensible à comptage de photons a été choisie et mise en oeuvre, basée sur des détecteurs SiPM (Silicium Photomultiplier). La nécessité d’employer une voie de mesure de la vapeur d’eau, simultanément à l’hydrogène, a été mise en évidence et est liée au recouvrement partiel des spectres de diffusion Raman de H2 et H2O. Un analyseur spectral à trois voies de mesure (H2, H2O, et N2 utilisé comme référence) a été conçu et mis en place. Une méthode de traitement de signal en temps réel a enfin été réalisée pour visualiser les profils de concentrations de H2 et H2O. L’ensemble du système lidar a pu être testé dans une scène de portée réduite (100 m) permettant des relâchements d’hydrogène. Des mesures simultanées de profils de vapeur d’eau naturelle et de dihydrogène (0-2%) ont pu être démontrées avec succès à 85 m, avec une résolution spatiale et temporelle de 1 mètre et 1 minute respectivement, pour une détectivité de 600 ppm. / The CIGEO project, led by the ANDRA agency, aims at enabling future deep geological disposal of french nuclear waste packages. Those packages could be stored in hundred-meters long underground galleries, and may release hydrogen gas (H2), which is explosive at concentrations above 4% in the air. For safety concerns, it is important to ensure that H2 concentration remains well below the lower explosive limit. The objective of this thesis work, conducted at the ONERA agency, is to design and build a lidar which enable high-resolution (3 m) remote profiling of H2 concentration (0-4%) over hundreds of meters. Such a lidar could perform nonintrusive H2 detection and then prevent H2-related explosion risks. This lidar measures vibrational Raman scattering in the UV domain (355 – 420 nm). Its design takes into account the specific conditions expected in storage galleries. A highspeed and sensitive detection stage has been chosen, based on SiPM (Silicium Photomultiplier) technology in photon counting mode. Due to a spectral overlap between molecular hydrogen and water vapor Raman spectra, the need of a H2O measurement channel has been demonstrated. A three-channel spectral analyzer (H2, H2O and N2 used as reference) has been designed and implemented. Signal processing in real time has been developed to display H2 and H2O concentration profiles. This lidar has been tested in a reduced range scene (100 m) enabling hydrogen gas releases. Simultaneous measurements of concentration profiles of natural water vapor and hydrogen gas (0-2%) have been performed at 85 m with 1-meter and 1-minute resolution and a 600 ppm detectivity.

La gestion des colis de déchets radioactifs représente un enjeu majeur pour l’industrie nucléaire. La solution de gestion d’un colis est déterminée en fonction de ses caractéristiques radiologiques. L’une de ces principales caractéristiques est l’activité α qui est principalement due aux actinides. Les méthodes non destructives actives, reposant sur le principe de la réaction de fission, permettent de quantifier les actinides. Ces méthodes sont mises en œuvre lorsque les techniques non-destructives passives deviennent inapplicables. Dans un premier temps, les méthodes actives consistent à irradier le colis afin d’entraîner des réactions de fission sur les actinides. Dans un second temps, les particules promptes et retardées émises suite aux réactions de fission sont détectées. Cette thèse a pour objectif d’optimiser le flux de neutrons, destiné à interroger les colis, en étudiant la possibilité d’utiliser un accélérateur d’électrons comme source de neutrons en lieu et place d’un générateur de type deutérium-tritium (gain attendu de l’ordre de deux décades en termes d’intensité d’émission). Un accélérateur d’électrons permettrait par ailleurs d’améliorer la caractérisation des colis de déchets radioactifs en rendant compatible, à l’aide du même dispositif d’irradiation, les mesures par interrogation neutronique active, par interrogation photonique active, et l’imagerie haute énergie.Dans un premier temps, nous avons caractérisé et optimisé le flux de photoneutrons émis par un accélérateur d’électrons en utilisant les codes de calculs Monte Carlo MCNPX et TRIPOLI-4. Nous avons considéré des cibles de conversion en tungstène ou en tantale et avons déterminé les paramètres suivants : intensité moyenne d’émission ; spectre en énergie ; et distribution angulaire. La cohérence de nos résultats a été évaluée par comparaison entre calculs et mesures d’activation neutronique. Nous avons ensuite évalué la faisabilité des mesures par interrogation neutronique active, en utilisant la cible d’un accélérateur d’électrons de 17 MeV en tant que générateur de neutrons, sur des échantillons d’uranium et de plutonium. Nous nous sommes intéressés à la détection des neutrons prompts, des neutrons retardés, et des gamma retardés. Nous avons également réalisé l’association de résultats de mesures par interrogations neutronique et photonique actives non-simultanées. Nous avons appliqué cette technique à la mesure de l’enrichissement de l’uranium. Enfin, nous avons dimensionné par simulation MCNPX une cellule de mesure, basée sur un accélérateur d’électrons, dédiée à l’interrogation neutronique active. La cellule a ensuite été construite et une campagne d’expérimentations a permis d’évaluer les performances de cette dernière lors de mesures réalisées sur des colis de déchets radioactifs maquettes de type 220 L contenant différentes matrices. / Management of nuclear waste packages is a crucial task for the nuclear industry. The solution for management of a nuclear waste package is chosen according to its radiological characteristics. One of the most important of these features is the α-activity which is mainly due to actinides. Non-destructive active methods based on the fission process enable to quantify the actinides. These methods are implemented when non-destructive passive methods become inapplicable. First, these methods consist in irradiating a package in order to induce fission reactions on the actinides, and then, to detect the prompt and delayed particles which are emitted further to these reactions. This thesis aims at optimizing the neutron flux, which is intended to interrogate a package, by studying the potentialities of using an electron accelerator as a neutron source instead of a deuterium-tritium neutron generator (expected gain in terms of emission intensity on the order of two decades higher). Furthermore, an electron accelerator would enable to improve nuclear waste packages characterization by making compatible, on the same irradiation setup, neutron interrogation measurements, photon interrogation measurements, and high-energy imaging.First, we characterized and optimized the photoneutron flux emitted by an electron accelerator using MCNPX and TRIPOLI-4 Monte Carlo codes. We considered tungsten and tantalum conversion targets and focused on the following parameters: average emission intensity; mean energy; and angular distribution. The consistency of our results has been verified by comparing neutron activation calculations and measurements. We have then evaluated the feasibility of neutron interrogation measurements on uranium and plutonium samples using the target of a 17 MeV electron accelerator as a neutron generator. We detected prompt neutrons, delayed neutrons, and delayed gamma-rays. We also combined photon and neutron interrogation non-simultaneous measurements. We applied such technique to the measurement of uranium enrichment. Finally, we designed by MCNPX simulation a neutron interrogation setup based on an electron accelerator. The cell was then built and an experimentation campaign enabled to evaluate performances of the latter. Measurements were carried out on 220 liter nuclear waste mock-up drums containing different matrices.

La durée d'exploitation des ouvrages de stockage souterrain, en particulier de déchets radioactifs, dépasse de très loin les échelles de temps habituelles en génie civil et rend donc leur dimensionnement délicat. Pour ces projets de construction, la prise en compte du temps devient primordiale et la prévision des déformations irréversibles à long terme est indispensable pour assurer leur pérennité et leur sûreté. Dans ce but, les études expérimentales et modélisations numériques du comportement différé tentent d'évaluer, à proximité de la cavité, l'extension de la zone endommagée, EDZ (Excavation Damage Zone) et surtout de prévoir son évolution dans le temps. Au cours de cette thèse, nous avons étudié, au moyen d'essais de fluage de longue durée et d'essais de chargement à vitesse lente, la viscosité de trois roches argileuses : l'argilite du Callovo-Oxfordien, l'argilite de Tournemire et la marne du Mont d'Or. Etant données leur aptitude au fluage, leur très faible perméabilité et leur forte capacité de rétention des radioéléments, ces trois roches ont les qualités essentielles pour constituer de potentielles couches hôtes pour les stockages de déchets radioactifs. Le but de cette étude est de mieux comprendre les mécanismes régissant le développement des déformations et de l'endommagement différés de ce type de roche. A l'échelle de la microstructure, ces déformations sont dues à des mouvements irréversibles des défauts du réseau cristallin (dislocations). L'étude expérimentale a donc été complétée par une analyse microstructurale sur lames minces des échantillons testés. En simulant analytiquement le comportement mécanique des trois roches étudiées, les résultats de l'étude expérimentale nous ont permis d'identifier les paramètres utilisés dans différents modèles viscoplastiques. La meilleure simulation du comportement a été obtenue avec un modèle prenant en compte le développement des déformations volumiques irréversibles de la roche et l'anisotropie d'endommagement.