Dans le cadre des opérations de démantèlement des centrales nucléaires UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz), l’occurrence de phénomènes indésirables, tels que l’inflammation et l’explosion de poudres, ne peut pas être systématiquement exclue. Plus particulièrement, le risque d’inflammation et d’explosion de poussières de graphite, pur ou mélangé avec des impuretés métalliques telles que des particules de magnésium ou de fer, nécessite d’être évalué de façon plus approfondie. Les travaux de cette thèse s’inscrivent donc dans ce contexte et ont deux objectifs principaux : l’évaluation expérimentale de l’explosivité et sa modélisation. 1. L’évaluation expérimentale de l’explosivité des poudres d'intérêt a été réalisée tant en termes de sensibilité à l’inflammation, en couche et en nuage, que de sévérité à l’explosion. En effet, les caractéristiques explosives d’une poussière ou d’un mélange sont fortement influencées par plusieurs paramètres. Ils dépendent d’une part des conditions opératoires, tels que la turbulence, la température et l'énergie d’inflammation, et d’autre part, des propriétés physico-chimiques et de la composition des matériaux. Cette étude s’est focalisée sur des poudres pures de graphite, de magnésium et de fer de taille micrométrique et sur leurs mélanges, dans un éventail de concentrations d’intérêt industriel. Nous avons constaté que l’introduction de métaux peut changer en premier lieu l’étape limitant la vitesse de combustion du graphite. Tout d’abord, les phénomènes cinétiques limitant de l’oxydation du graphite ont été distingués de ceux des métaux (respectivement, réaction hétérogène ou flamme de diffusion gazeuse). En deuxième lieu, il est apparu que la flamme peut être épaissie par la présence du rayonnement lors de la combustion du métal, alors que ce phénomène est négligeable pour le graphite pur. Enfin, la turbulence initiale du nuage de poussière peut être elle aussi modifiée par l'ajout d'une deuxième poudre en vue des caractéristiques granulométriques et de densité différentes. Une étude paramétrique a donc été réalisée afin d'évaluer l'explosibilité des mélanges considérés en prenant en compte les effets de l'humidité relative des poudres, de leur distribution granulométrique, de la puissance de la source d'ignition, de la turbulence initiale du milieu et de la composition. Pour ce faire, nous avons utilisé à la fois des appareils et des technologies conventionnelles, tels que la sphère de 20 litres, la vélocimétrie par images de particules et la thermogravimétrie, mais également des nouvelles installations dédiées à la caractérisation des écoulements turbulents transitoires lors de la dispersion des poudres dans la sphère d'explosion et à l’étude de la propagation d’une flamme en milieu semi-confiné. Il a été clairement démontré que l'ajout de poudres métalliques influence l'aptitude à enflammer le nuage de poussière. L'énergie et la température minimale d'inflammation diminuent fortement lorsque le magnésium est ajouté au graphite ; ce phénomène est moins sensible pour les particules de fer. De plus, la sévérité de l'explosion augmente avec une telle addition. Cet effet de promotion est particulièrement visible sur la cinétique de combustion. 2. La modélisation du phénomène explosif a été réalisée à l’aide de la simulation numérique afin d’estimer une vitesse de propagation de flamme laminaire et d’étudier les effets induits par des facteurs spécifiques d’intérêt industriel, tels que le diamètre des particules ou la concentration en poudre. L’intérêt d’estimer une vitesse de flamme laminaire réside dans son caractère pseudo-intrinsèque. En connaissant les caractéristiques turbulentes d’un milieu industriel complexe, ce paramètre donne la possibilité d’obtenir une vitesse de propagation de flamme turbulente propre au milieu réel et donc d’estimer les effets d’une explosion potentielle. Les résultats expérimentaux ont été utilisés afin de valider le modèle numérique développé / During the decommissioning operations of the UNGG (Natural Uranium Graphite Gas) nuclear plants, the occurrence of undesirable phenomena, such as dust ignition and explosion, cannot be systematically neglected. In particular, graphite powders, pure or mixed with metals impurities present on the sites, such as magnesium or iron, can represent a potential risk that needs to be further evaluated. This work falls within this context and has two main objectives: the experimental evaluation of the explosion severity and its modeling. 1. The experimental evaluation of the explosivity of such a powders has been carried out both in terms of ignition sensitivity, of dust layer and cloud, and explosion severity. Actually, explosive characteristics of a dust or of a mixture are strongly influenced by several parameters. They depend on the one side on the operating conditions, such as turbulence, temperature and energy of the ignition source, and on the other side, of course, on the materials physicochemical properties and composition. This study focuses on pure micronized powders of graphite, magnesium, and iron and on their mixtures, in a concentration range of industrial interest. It has been demonstrated that the introduction of metals can change, first of all, the rate limiting step of the graphite combustion. Therefore, the kinetic phenomena controlling the graphite oxidation have been distinguished from those of metals (oxygen diffusion or metal vaporization). Secondly, the flame can be thickened by the presence of the radiation during the metal combustion, while this phenomenon is negligible for pure graphite. Finally, the initial turbulence of the dust cloud can be modified by adding a second powder because of the different granulometric characteristics and density. A parametric study was conducted to evaluate the mixtures explosivity taking into account the effects of the relative humidity, the particle size distribution of the powders, the power of the ignition source, the initial turbulence and the composition of the mixture. In order to do this, we used both conventional devices and technologies, such as 20-liters explosion sphere, the particles image velocimetry and the thermogravimetry, but also new facilities dedicated to the characterization of the transient turbulent flow during the dispersion of the powders in the explosion sphere and to study the propagation of a semi-confined flame. It was clearly demonstrated that the addition of metals influences the ability to ignite the dust cloud. The minimum ignition energy and temperature greatly decrease when magnesium powder is added to graphite dust; this phenomenon is less remarkable for iron particles. In addition, the severity of the explosion increases with such an addition. This promotion effect is particularly significant on the combustion kinetics. 2. The modeling of the explosive phenomenon has been performed using numerical simulations in order to estimate a laminar flame propagation velocity and to study the effects induced by specific factors of industrial interest, such as the particle size or the powder concentration. The interest in determining a laminar flame velocity is its pseudo-intrinsic character. Once known the turbulent characteristics of a complex industrial environment, this parameter gives the opportunity to obtain a turbulent flame propagation velocity in a real environment and, therefore, to estimate the effects of a potential explosion. Experimental results were used to validate the numerical model developed during this work

Ce travail aborde la question des interventions sanitaires dans les espaces urbains dits « campi nomadi », où vivent les communautés roms, dans la ville de Rome.Dans la première partie, les données de type démographique sont abordées sous l’angle d’une problématisation de leurs formes de collecte des données et des enjeux politiques qui les déterminent. Leur analyse est mise en relation avec le constat que la majorité des études de type médical sur les Roms concernent des questions génétiques, comme c’est aussi le cas des nouvelles formes de fichage et d’identification. Dans la deuxième et troisième partie, l’attention se concentre sur l’ethnographie qui a été menée dans les « campi nomadi » de Rome, en suivant l’activité quotidienne d’une unité médicale mobile (dite « Camper sanitario ») dédiée au soin dans ces espaces urbains. La rencontre médicale dans les espaces d’exception où ces patients résident devient l’occasion d’observer les dynamiques de leurs relations avec la société majoritaire et les institutions qui la réglementent. L’enquête vise à identifier les éléments de l’économie morale des gestes des interventions médicales. Le but est de les restituer à leur dimension biopolitique de pacification de sujets qui font l’objet de strictes politiques de sécurité et de rejet de la part du gouvernement soit national soit local. / This work deals with the sanitary interventions in the urban spaces called “campi nomadi” that can be found around the city of Rome, where Roma communities live. The first part of this research deals with the demographic data, from the point of view of the problematization of the ways it had been collected and the political stakes which determine it. Its analysis is related to the acknowledgement of the fact that the grand majority of the medical studies on Roma population engage on genetic data, in the same way the new forms of profiling and identification. The second and third part of this work concentrate on the ethnographic research pursued in the nomad camps of Rome, following the daily activity of a mobile medical unit (also called “sanitary camper”) who’s main activity was offering medical support in this urban spaces. The medical encounter that takes place in this spaces of exception, where the patients live, becomes the occasion for observing the dynamics of their relations with the dominant society and the institutions which rule it. This research aims to identify those elements which relate to the moral economy of the acts of medical intervention by underlying their bio-political dimension related to the pacification of the subjects which are otherwise object of strict security policies and of rejection from local and national administrations.

Le travail de thèse cherche à dresser une passerelle entre la question du changement organisationnel et celle des risques, à travers l'étude d'une phase complexe du cycle de vie d'une installation nucléaire : le passage du fonctionnement au démantèlement. Ce dernier clôt une dynamique d'exploitation et en hérite les habitudes, les circuits de communication et de décision, mais s'accompagne d'un changement organisationnel conséquent que les acteurs doivent apprendre et intégrer. Il s'agit donc d'interroger la dynamique de transformation organisationnelle en la replaçant dans un mouvement plus global d'évolution d'une installation dans le temps. Nous cherchons à comprendre dans quelle mesure l'organisation mise en place répond ou non aux besoins de l'installation et de ses acteurs. La thèse montre que la transition s'inscrit dans une temporalité propre où les conséquences et la compréhension du changement ne sont pas homogènes. La transition s'accompagne d'une appropriation différée des nouveaux circuits de décision ainsi que d'une recomposition des réseaux d'acteurs. Cette recomposition met en évidence une tendance au contournement temporaire des structures légitimes de l'organisation qui permet la synthèse progressive des nouvelles contraintes et des anciens univers référentiels des acteurs. / The thesis seeks to establish a bridge between the issue of organizational change and safety, through the study of a complex phase of the life cycle of a nuclear facility: the transition from operation to decommissioning. Decommissioning closes an operating dynamics and inherits habits, communication channels and decision, but is accompanied by an organizational change plant operatives must understand and take possession of. The thesis therefore examines the dynamics of organizational transformation by taking into account a broader movement of evolution of a system over time. We seek to understand how the organization does or does not meet the needs of the facility and its actors. We show that the transition follows in its own temporality and that the consequences and their understanding are not homogeneous. The transition is accompanied by a deferred appropriation by the plant operatives of the new decision circuits, and a radical recomposition of operatives networks. This reconstruction reveals a trend towards a temporary bypass of legitimate organizational structures, as well as a gradual synthesis of the old and new referential universes for the plant operators.

C’est au navire que le droit maritime doit son particularisme, plus précisément au fait qu’il s’expose au risque de mer. On comprend dès lors que les évolutions des règles applicables au bien soient susceptibles d’avoir un impact sur la matière. Ainsi le particularisme du droit maritime ne manquera pas de s’étioler, à mesure que celui du navire se trouvera affecté. Or, le navire est susceptible de connaître plusieurs états qui vont de celui de navire à celui d’épave, en passant par les états de navire abandonné et de navire à démanteler, chacun de ces états du navire faisant intervenir un ensemble de règles juridiques qui lui est applicable. Ce sont les différents statuts du navire. Ils ont connu ces dernières années des évolutions notables de leurs régimes juridiques respectifs, dont le sens et l’influence sur le particularisme du droit maritime sont étudiés dans cette thèse.En effet si la volonté du législateur d’enfermer le navire dans une définition depuis l’entrée en vigueur du code des transports semble manifester une volonté de banaliser l’engin de transport et partant d’atténuer son particularisme, l’intégration des préoccupations et exigences environnementales aux règles gouvernant sa fin révèle, quant à elle, une nécessaire adaptation de la matière. Cette thèse se propose de montrer comment les évolutions du régime juridique des différents états du navire fragilisent davantage le particularisme du droit maritime, ou ce qu’il en reste. L’étude réalisée tend ainsi à démontrer comment le droit maritime qui s’est historiquement construit autour de la nécessité de protéger le navire contre le risque de mer par la mise en mouvement de règles originales se définit désormais de plus en plus comme un droit destiné à protéger la mer contre le navire. Ce mouvement se traduit par une certaine forme d’amarrage progressif du droit maritime au droit terrestre. / It is to the ship that the maritime law owes its particularism, more precisely to the fact that it exposes itself to the risk of sea. One understands then that the evolutions of the rules applicable to the good are likely to have an impact on the subject. Thus the peculiarity of the maritime law would fade if ship peculiarity is affected.However, the ship is likely to know several States that go from that of ship to that of wreck, through the States of abandoned ship and ship to dismantle, each of these States of the ship involving a set of legal rules that it is applicable. These are the different statutes of the ship. In recent years, they have undergone significant changes in their respective legal régimes, whose meaning and influence on the peculiarity of maritime law are studied in this thesis.Indeed, if the will of the legislator to enclose the ship in a definition since the entry into force of the transport code seems to manifest a desire to trivialize the transport vehicle and thereby mitigate its particularism, the integration of concerns and environmental requirements to the rules governing its end reveal, for its part, a necessary adaptation of the subject. This thesis proposes to show how the evolutions of the legal regime of the different statutes of the ship weaken further the particularism of maritime law, or what remains of it. The study carried out thus tends to demonstrate how maritime law, which has historically been built around the need to protect the ship against the risk of the sea by setting in motion original rules, is now more and more defined as a right destined to protect the sea against the ship. This movement is reflected in some form of progressive docking of maritime law to land law.

Un gel fortement acide et oxydant, à matrice purement organique, a été formulé dans l'objectif de l'appliquer sur des parois métalliques contaminées par des radioéléments. Les propriétés rhéologiques pertinentes au regard de l'application envisagée (caractère rhéofluidifiant, thixotropie, seuil d'écoulement...) ont été analysées dans différents milieux : purement aqueux, acide (HNO3 2 mol/kg), acide et cérique ( (NH4)2Ce(NO3)6 1 mol/kg). La matrice organique utilisée, le xanthane, présente pour de faibles concentrations massiques (1 à 2 %) des caractéristiques exceptionnelles dans de tels milieux, même si sa résistance à l'oxydation est limitée à quelques heures. La complexation des sites polaires du polymère par les espèces cériques nous a ensuite amené à explorer les propriétés acido-basiques du xanthane par potentiométrie et RMN du proton. Enfin, un dispositif d'ozonolyse a été mis en œuvre afin d'éliminer la matière organique résiduelle contenue dans les effluents issus du traitement décontaminant. Cette technique s'est révélé efficace en milieu acide mais limitée en milieu acide et cérique. Ce dernier aspect mérite d'être approfondi en vue d'une utilisation dans l'industrie nucléaire.

Les enjeux industriels et financiers associés au démantèlement des installations nucléaires sont considérables. Après l'enlèvement des procédés et des matières nucléaires, les bâtiments font l'objet d'un assainissement complet des structures de génie civil. Pour cela, un état radiologique initial doit être réalisé pour définir le zonage déchet opérationnel. La méthodologie développée repose sur un séquençage des étapes d'investigation : analyse historique et fonctionnelle, cartographie surfacique puis investigations en profondeur. Cette méthodologie, associée à des outils d'analyse et de traitement des données, permet d'optimiser les coûts d'investigation et les volumes de déchets produits. Une campagne de mesures surfaciques, menée dans une installation nucléaire du CEA au début de la thèse, a permis d'éprouver la méthodologie proposée et d'exploiter la pertinence du traite-ment des données par géostatistique : analyse exploratoire et variographique, cartographies d'estimation, analyses de risque, comparaison de modèles isofactoriels pour modéliser les distri-butions statistiques très contrastées et la structuration des valeurs extrêmes. Des prélèvements destructifs viennent compléter les différentes cartographies surfaciques et sont intégrés grâce au traitement multivariable. La catégorisation des déchets découle finalement du risque de dépassement de seuils radiologiques. L'approche géostatistique permet également de dresser un inventaire des structures spatiales des contaminations radiologiques dans les installations nucléaires. Des recommandations d'échantillonnage sont ainsi produites afin de rationnaliser la stratégie d'investigation et d'en optimiser les coûts.

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en œuvre des études expérimentales permettant de simuler et d'évaluer l'impact de la température, de l'irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire en réacteur du 14C et de son précurseur azote. Les données ainsi acquises sont intégrées dans la deuxième partie de ce travail consacrée à l'étude d'un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau. La démarche expérimentale consiste à simuler respectivement la présence de 14C et de 14N par implantation ionique de 13C et d'azote (14N ou 15N) dans un graphite de rondin SLA2 vierge. Cette étude montre que dans la gamme de températures du graphite en réacteur (100 - 500°C) et en absence de corrosion radiolytique, le 13C est stable thermiquement quel que soit l'état de structure du graphite. En revanche, les expériences d'irradiation du graphite chauffé à 500°C au contact d'un gaz représentatif du caloporteur radiolysé montrent le rôle synergique joué par les espèces oxydantes et l'endommagement du graphite favorisant la mobilité du 13C par gazéification des surfaces et/ou oxydation sélective du 13C plus faiblement lié. En ce qui concerne l'azote constitutif, il a tout d'abord été démontré que sa concentration en surface atteint plusieurs centaines de ppm (< 500 ppm at.) et décroît en profondeur jusqu'à environ 160 ppm at.. Contrairement au 13C implanté, l'azote implanté migre à 500°C lorsque le graphite est fortement déstructuré (environ 8 dpa) alors qu'il reste stable pour un taux de déstructuration moindre (0,14 dpa). Les expériences montrent également le rôle synergique des excitations électroniques et de la température qui accélèrent le transport de l'azote vers la surface du graphite. Cette migration de l'azote semble se faire sous forme moléculaire d'espèces C-N, C=N voire C N. Après huit heures d'irradiation ces espèces ne sont toutefois pas ou peu relâchées et restent bloquées à la surface. L'étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d'eau a nécessité la mise en place d'un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d'eau ainsi que l'optimisation des paramètres de l'étude. Les influences de la température (700°C et 900°C) et de l'humidité relative (50 % HR et 90 % HR) ont été testées à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min. Dans ces conditions, l'oxydation sélective du carbone implanté a été confirmée / The dismantling of UNGG reactors in France will generate about 23 000 tons of radioactive graphite wastes. To manage these wastes, the radiological inventory and data on radionuclides (RN) location and speciation should be determined. 14C was identified as an important RN for disposal due to its high initial activity and the risk of release of a mobile organic fraction in environment, after water ingress into the disposal. Hence, the objective of this thesis, carried out in partnership with EDF, is to implement experimental studies to simulate and evaluate the impact of temperature, irradiation and graphite radiolytic corrosion on the in reactor behavior of 14C and its precursor, 14N. The obtained data are then used to study the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor. The experimental approach aims at simulating the presence of 14C and 14N by the respective ion implantation of 13C and 14N or 15N in virgin graphite. This study shows that, in the temperature range reached during reactor operation, (100-500°C) and without radiolytic corrosion, 13C is thermally stable whatever the initial graphite structure. Moreover, irradiation experiments were performed on heated graphite (500°C) put in contact with a gas representative of the radiolysed coolant gas. They show the synergistic role played by the oxidative species and the graphite structure disorder on the enhancement of 13C mobility resulting in the gasification of the graphite surface and/or the selective oxidation of 13C more weakly bound than 12C. Concerning the pristine nitrogen, we showed first that the surface concentration reaches several hundred ppm (<500 ppm at) and decreases at deeper depths to about 160 ppm at.. Unlike implanted 13C, implanted nitrogen migrates at 500 ° C when the graphite is highly disordered (about 8 dpa) while remaining stable for a lower disorder rate (0.14 dpa). Experiments also show the synergistic role by electronic excitations and temperature that accelerate the transport of nitrogen to the surface of the graphite. Nitrogen seems to migrate in the form of molecular species (CN, C = N or C N). After eight hours of irradiation these species are, however, little or not released and blocked at the surface. The study of the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor was performed with a thermogravimetric device coupled to a steam water generator device. The influence of temperature (700 ° C and 900 ° C) and of the relative humidity (50% RH and 90% RH) was tested with a wet gas fixed flow rate of 50 ml/min. Under these conditions, the selective oxidation of implanted carbon was confirmed

La spectrométrie gamma à haute résolution offre un outil d'analyse performant pour effectuer des mesurages environnementaux. Dans le cadre de la caractérisation radiologique d'un site (naturelle ou artificielle) ainsi que pour le démantèlement d'installations nucléaires, la cartographie des radionucléides est un atout important. Le principe consiste à déplacer un spectromètre HPGe sur le site à étudier et, à partir des données nucléaires et de positionnements, d'identifier, de localiser et de quantifier les radionucléides présents dans le sol. Le développement de cet outil fait suite à une intercomparaison où un exercice orienté intervention a montré les limites des outils actuels. Une partie de ce travail s'est portée sur la représentation cartographique des données nucléaires. La connaissance des paramètres d'un spectre in situ a permis la création d'un simulateur modélisant la réponse d'un spectromètre se déplaçant au-dessus d'un sol contaminé. Ce simulateur a lui-même permis de développer les algorithmes de cartographie et de les tester dans des situations extrêmes et non réalisables. Ainsi, ce travail ouvre sur la réalisation d'un prototype viable donnant en temps réel les informations nécessaires sur l'identité et la position possible des radionucléides. La recherche réalisée sur la déconvolution des données permet de rendre en post traitement une carte de l'activité du sol par radionucléide mais également une indication sur la profondeur de la source. Le prototype nommé OSCAR (Outil Spectrométrique de Cartographie de Radionucléides) a ainsi été testé sur des sites contaminés (Suisse et Japon) et les résultats obtenus sont en accord avec des mesures de référence.

En France, 23 000 tonnes de graphites irradiés générés par le démantèlement des réacteurs nucléaires de première génération Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) sont en attente d'une solution de gestion à long terme. Cette thèse porte sur le comportement du tritium, l'un des principaux contributeurs à l'inventaire radiologique des graphites à l'arrêt des réacteurs. Afin d'anticiper des rejets de tritium lors du démantèlement ou de la gestion des déchets, il est indispensable d'obtenir des données sur sa migration, sa localisation et son inventaire. Notre étude repose sur la simulation du tritium par implantation de l'ordre de 3 % at. de deutérium jusqu'à environ 3 μm dans un graphite nucléaire vierge. Celui-ci a ensuite subi des recuits jusqu'à 300 h et 1300 ° C sous atmosphère inerte, gaz caloporteur UNGG et gaz humide, dans le but de reproduire des conditions proches de celles rencontrées en réacteur et lors des opérations de gestion des déchets. Les profils et la répartition spatiale du deutérium ont été analysés via la réaction nucléaire 2H(3He,p)4He. Les principaux résultats montrent un relâchement thermique du deutérium se produisant selon trois régimes contrôlés par le dépiégeage de sites superficiels ou interstitiels. L'extrapolation des données au cas du tritium tend à montrer que son relâchement thermique en réacteur pourrait avoir été inférieur à 30 % et localisé à proximité des surfaces libres du graphite. L'essentiel de l'inventaire en tritium à l'arrêt des réacteurs serait retenu en profondeur dans les graphites irradiés, dont la décontamination nécessiterait alors des températures supérieures à 1300 °C, et serait plus efficace sous gaz inerte que sous gaz humide / In France, 23 000 t of irradiated graphite that will be generated by the decommissioning of the first generation Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) nuclear reactors are waiting for a long term management solution. This work focuses on the behavior of tritium, which is one of the main contributors to the radiological inventory of graphite waste after reactor shutdown. In order to anticipate tritium release during dismantling or waste management, it is mandatory to collect data on its migration, location and inventory. Our study is based on the simulation of tritium by implantation of approximately 3 at. % of deuterium up to around 3 μm in a virgin nuclear graphite. This material was then annealed up to 300 h and 1300 °C in inert atmosphere, UNGG coolant gas and humid gas, aiming to reproduce thermal conditions close to those encountered in reactor and during waste management operations. The deuterium profiles and spatial distribution were analyzed using the nuclear reaction 2H(3He,p)4He. The main results evidence a thermal release of implanted deuterium occurring essentially through three regimes controlled by the detrapping of atomic deuterium located in superficial or interstitial sites. The extrapolation of our data to tritium suggests that its purely thermal release during reactor operations may have been lower than 30 % and would be located close to the graphite free surfaces. Consequently, most of the tritium inventory after reactor shutdown could be trapped deeply within the irradiated graphite structure. Decontamination of graphite waste should then require temperatures higher than 1300°C, and would be more efficient in dry inert gas than in humid gas

Dans notre travail de recherche en psychologie clinique et psychopathologie, nous interrogeons le démantèlement dans la pathologie autistique chez les enfants. Nous questionnons le phénomène, le processus, le mécanisme de défense et la fonction du démantèlement, puis, la stratégie thérapeutique et ses effets consensualisateurs, le remantèlement. Le dispositif utilisé pour mettre en évidence la modélisation du démantèlement dans l’autisme, est un dispositif longitudinal filmé de psychothérapie d’inspiration psychanalytique en séance individuelle en cabinet privé avec trois enfants autistes. La relation transféro contre-transférentielle permet la relance de la construction d’espace pré-transitionnel. L’articulation de la psyché de l’enfant autiste à celle du thérapeute permet la construction d’une relation d’objet primaire. Le passage par la sensorialité de l’enfant autiste et le corps du thérapeute permet de transformer les pictogrammes, les idéogrammes omniprésents, traces originelles non élaborées, en un mot la représentation de chose, vers une possible représentation de mot. Ainsi, la modélisation métapsychologique du mécanisme de défense de démantèlement est construite sur le modèle Freudien, topique, économique et dynamique. / N our research in clinical psychology and psychopathology, we question the dismantling in autistic disorder in children. We question the phenomenon, the process, the defense mechanism and function of dismantling and the therapeutic strategy and its consensualisating effects, remantèlement. The device used to highlight the modeling of dismantling in autism is a longitudinal filmed device psychoanalytic psychotherapy in individual sessions in private practice with three autistic children. The transference counter-transference relationships help in building pretransitional psychics spaces. The articulation of the autistic child’s psyche into the therapist’s psyche built a primary object-relation. The passage by the autistic child senses and the the therapist’s body contact can turn pictograms, ideograms ubiquitous, unprocessed original traces, in a word, thing representation, into a possible, word representation. Thus, the metapsychological model of the defense mechanism of dismantling is built on the Freudian model, topical, economic and dynamic.