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.

Denna rapport fokuserar på att hitta hållbara lösningar inom byggindustrin med inriktning på återanvändning av prefabricerade betongelement. Betong är ett vanligt byggmaterial, men tillverkningen och användningen av betong medför höga kostnader och stor miljöpåverkan. För att minska dessa negativa effekter har användningen av prefabricerade betongelement som kan demonteras och återanvändas blivit allt vanligare. Detta steg mot en cirkulär och hållbar byggindustri har flera fördelar, inklusive minskade kostnader och minskad miljöpåverkan. En viktig aspekt när det gäller återanvändning av betongelement är anslutningarna mellan dessa element. Dessa anslutningar måste vara både starka och demonterbara för att möjliggöra enkel demontering. Genom att återanvända prefabricerade betongelement kan man uppnå besparingar i tid och pengar, eftersom det är enklare och snabbare att demontera och återmontera dessa element jämfört med att bygga nyproducerad varje gång. Denna rapport presenterar resultaten av en studie som undersöker olika typer av anslutningar mellan prefabricerade betongelement i byggnader med pelar-/balkstomme och bärande väggar/bjälklag. Målet är att klassificera anslutningarna baserat på deras demonterbarhet och återmonterbarhet. Studien inleds med en litteraturgenomgång för att undersöka befintliga metoder och tekniker för anslutningar i prefabricerade betongelement. Baserat på denna genomgång utarbetades en klassificering av anslutningarna utifrån förutsättningarna för demontering och återmontering. Klassificeringen framhöll att bultade anslutningar är de enklaste att demontera och återmontera, därvid sammangjutna anslutningar med genomgående armeringsjärn visade sig vara de mest utmanande när det kommer till demontering och återmontering.  En byggnad valdes som fallstudie för att visa tillämpningen av anslutningar mellan prefabricerade betongelement. Med hjälp av den utvecklade klassificeringen anpassades och föreslogs nya anslutningar för den prefabricerade betongstommen i den valda byggnaden. För att säkerställa att de föreslagna anslutningarna klarade av byggnadens laster genomfördes kontrollberäkningar. I dessa beräkningar ingick en bedömning av anslutningarnas hållfasthet och stabilitet vid olika belastnings- och påfrestningsscenarion. Samtliga valda anslutningar klarade alla belastningar utmärkt.  Avsikten med denna rapport är att bidra till en ökad förståelse för anslutningar i prefabricerade betongelement och ge förslag till praktisk tillämpning genom fallstudien. Den kan vara till nytta för ingenjörer, arkitekter och yrkesverksamma inom byggsektorn som är involverade i utformningen och konstruktionen av prefabricerade betongbyggnader, särskilt nu när miljörelaterade frågor har blivit allt viktigare. / This report focuses on sustainable solutions in construction, emphasizing the reuse of prefabricated concrete elements. Making concrete has so many negative environmental impacts. One way of tackling these impacts is minimizing the production of concrete through the growing use of prefabricated elements that can be dismantled and reused, leading to cost reduction and environmental benefits. An important aspect concerning the reuse of concrete elements is the connections between these elements which should be both strong and detachable to enable easy disassembly. The reuse of elements saves both time and concrete.  In this thesis, a comprehensive study has been made on different types of connections between precast concrete elements in buildings with column and beam structures, as well as load-bearing walls and floors. The study is then used to classify the connection types according to their ease and capability of disassembly.  In order to implement the result of the classification, a building is selected, and connections are suggested between the load-bearing elements. The strength of the connections are then controlled with the help of detailed calculations to see if the suggested connection types can bear the load of the building. The primary aim of this report is to contribute to a better understanding of connections in prefabricated concrete elements and provide a practical example through the case study. It can be beneficial for engineers, architects, and professionals in the construction sector involved in the design and construction of prefabricated concrete buildings.

Durch die Kopplung von Szintillationskristallen an Lichtwellenleiter könnten robuste Messgeräte für die spektroskopitsche Messung von Strahlungsfeldgrößen in Bohrlöchern in Betonstrukturen beim Rückbau von Kernkraftwerken realisiert werden. In dieser Arbeit wurden zwei Prototypen solcher Messgeräte entwickelt, wobei ein auf einem Gadolinium-Aluminium-Gallium-Granat-Szintillationskristall basierendes Messsystem mit einem Kunststofflichtwellenleiter mit hohem Durchmesser aufgrund seiner hohen Zählrate bevorzugt wurde. Mit diesem Messystem konnten spektroskopische Messungen von Gammastrahlung durchgeführt werden. Weiterhin konnte gezeigt werden, dass Kontaminationen einer bestimmten Aktivität bis in einen Abstand von mehreren Zentimetern von der Messsonde im Beton nachweisbar sind. Ein Schätzwert der minimale Messzeit zur Erkennung einer nachweisbaren Kontamination konnte bestimmt werden. Eine hinreichend große, gemessene Ereigniszahl ermöglicht zusätzlich die Bestimmung des Abstands einer radioaktiven, punktförmigen Kontamination eines bekannten Nuklids. Für ein bekanntes Nuklid konnte weiterhin aus der Zählrate ein Schätzwert für die Energiedosis am Ort der Messsonde mithilfe von Referenzmessungen der Dosis mittels Berylliumoxid-Detektoren bestimmt werden.:Inhaltsverzeichnis Abbildungsverzeichnis vii Tabellenverzeichnis ix 1 Einleitung 1 2 Physikalische Grundlagen 3 2.1 Radioaktiver Zerfall 3 2.2 Gröÿen des Strahlungsfelds 3 2.3 Wechselwirkungen von Photonen mit Materie 5 2.4 Lichtentstehung in anorganischen Szintillatoren 8 2.5 Lichtmessung 10 2.6 Pulshöhenverteilungen von Szintillationsdetektoren 12 2.7 Ein ussfaktoren der Lichtausbeute 14 3 Material und Methoden 16 3.1 Aufbau LSO-Sonde und Messungen mit radioaktiven Quellen 16 3.2 Aufbau Lichtkopplung mittels Linse 18 3.3 Aufbau und Versuchsablauf Quarzglaskopplungen 20 3.4 Aufbau GAGG-Sonde 21 3.5 Aufbau des Betonphantoms 24 3.5.1 Dichtebestimmung des Betonphantoms 24 3.6 Messablauf Tiefenkurven in Betonphantom 27 3.7 Datenanalyse mittels Kolmogorv-Smirnov-Test 27 4 Ergebnisse 29 4.1 Spektroskopische Eigenschaften LSO-Sonde 29 4.2 Winkelverteilung austretender Photonen aus Szintillationskristall 33 4.3 Quarzglaskopplung 36 4.4 Spektroskopische Eigenschaften GAGG-Sonde 43 4.5 Vergleich GAGG- und LSO-Sonde 47 4.6 Abstandsabhängigkeit der Zählrate 50 4.7 Abschätzung der maximalen Abschirmdicke von Beton für Kontaminationserkennung 53 4.8 Abschätzung der minimalen Messzeit zur Kontaminationserkennung 56 4.9 Abschirmungsdickenbestimmung mittels Abschirmungsparameter 57 4.10 Bestimmung der Dosis 62 5 Diskussion 64 6 Zusammenfassung 67 / A robust measuring system for spectroscopic measurementes of gamma-ray radiation in boreholes in concrete structures can be built by coupling of a scintillation crystal to a light guide. Two prototypes of such measuring systems are developed one based on a Gadolinium-Aluminium-Gallium-Garnet scintillation crystal with a plastic optical fiber with a high diameter is preferred due to the higher count rate. Spectroscopic measurements of gamma-ray radiation with this measuring system can be performed. It can be shown that contamination of a specific activity can be detected even if they are located in concrete in a distance of several centimeters from the radiation sensor. for the minimal measurement time of 38 s An estimated value to detect a traceable contamination could be determined. If a high number of events can be detected, even the distance between a point like radioaktive source of a known nuclide and the radiation sensor can be determined. An estimated value for the applied dose at the place of the radiation sensor could be determined for a known nuclide with the help of the count rate. Therefore, reference measurements of dose with berylliumoxide detectors were performed.:Inhaltsverzeichnis Abbildungsverzeichnis vii Tabellenverzeichnis ix 1 Einleitung 1 2 Physikalische Grundlagen 3 2.1 Radioaktiver Zerfall 3 2.2 Gröÿen des Strahlungsfelds 3 2.3 Wechselwirkungen von Photonen mit Materie 5 2.4 Lichtentstehung in anorganischen Szintillatoren 8 2.5 Lichtmessung 10 2.6 Pulshöhenverteilungen von Szintillationsdetektoren 12 2.7 Ein ussfaktoren der Lichtausbeute 14 3 Material und Methoden 16 3.1 Aufbau LSO-Sonde und Messungen mit radioaktiven Quellen 16 3.2 Aufbau Lichtkopplung mittels Linse 18 3.3 Aufbau und Versuchsablauf Quarzglaskopplungen 20 3.4 Aufbau GAGG-Sonde 21 3.5 Aufbau des Betonphantoms 24 3.5.1 Dichtebestimmung des Betonphantoms 24 3.6 Messablauf Tiefenkurven in Betonphantom 27 3.7 Datenanalyse mittels Kolmogorv-Smirnov-Test 27 4 Ergebnisse 29 4.1 Spektroskopische Eigenschaften LSO-Sonde 29 4.2 Winkelverteilung austretender Photonen aus Szintillationskristall 33 4.3 Quarzglaskopplung 36 4.4 Spektroskopische Eigenschaften GAGG-Sonde 43 4.5 Vergleich GAGG- und LSO-Sonde 47 4.6 Abstandsabhängigkeit der Zählrate 50 4.7 Abschätzung der maximalen Abschirmdicke von Beton für Kontaminationserkennung 53 4.8 Abschätzung der minimalen Messzeit zur Kontaminationserkennung 56 4.9 Abschirmungsdickenbestimmung mittels Abschirmungsparameter 57 4.10 Bestimmung der Dosis 62 5 Diskussion 64 6 Zusammenfassung 67

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. / The high-resolution gamma spectrometry currently provides a powerful analytical tool for performing environmental measurements. In the context of radiological characterization of a site (natural or artificial radioactivity) and for the dismantling of nuclear installations, mapping of radionuclides is an important asset. The idea is to move a HPGe spectrometer to study the site and from nuclear and position data, to identify, to locate and to quantify the radionuclides present in the soil. The development of this tool follows an intercomparaison (ISIS 2007) where an intervention / crisis exercise showed the limits of current tools. The main part of this research project has focused on mapping of nuclear data. Knowledge of the parameters of an in situ spectrum helped to create a simulator modeling the response of a spectrometer moving over contaminated soil. The simulator itself helped to develop algorithms for mapping and to test them in extreme situations and not realizable. A large part of this research leads to the creation of a viable prototype providing real-time information concerning the identity and locality as possible radionuclides. The work performed on the deconvolution of data can make in post processing a map of the activity of radionuclide soil but also an indication of the depth distribution of the source. The prototype named OSCAR was tested on contaminated sites (Switzerland and Japan) and the results are in agreement with reference measurements.

Le démantèlement des réacteurs nucléaires de première génération UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets de graphites irradiés. Les principaux radionucléides présents dans ces déchets sont des produits d’activation tels que le 14C, le 36Cl et le 3H. Les deux premiers sont dimensionnants pour le stockage, le 14C (T =5730 ans) essentiellement en raison de son inventaire initial important et le 36Cl du fait de sa longue période (302 000 ans). Le scénario de référence envisagé pour la gestion de ces déchets de faible activité à vie longue est le stockage mais une décontamination préalable plus ou moins poussée a également été envisagée. De ce fait, la connaissance de la localisation et la spéciation de ces radionucléides dans le graphite irradié est un prérequis indispensable pour l’optimisation d’un procédé de traitement et l’évaluation de la sûreté du stockage. L’objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en oeuvre des études expérimentales permettant, dans une première partie, de simuler et d’évaluer l’impact de la température, de l’irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire du 14C en réacteur et sur les modifications structurales qui en découlent. Les données ainsi acquises servent d’appui à la deuxième partie de ce travail consacrée à l’étude d’un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d’eau. Ce travail est mené par implantation de l’isotope stable 13C permettant de simuler la présence de l’isotope radioactif 14C. L’utilisation de différentes natures de graphite de référence tels qu’un graphite vierge de qualité nucléaire, un graphite modèle HOPG bien ordonné de structure lamellaire et un graphite de structure nanoporeuse de type SLX 50 broyé permet de simuler les différents états de structure rencontrés dans un graphite irradié par des neutrons. L’étude d’échantillons inactifs permet ainsi de s’affranchir des contraintes liées à l’étude d’échantillons radioactifs et de réaliser des études paramétriques du comportement migratoire de l’espèce implantée, difficiles à mettre en oeuvre sur du graphite irradié. La première partie de ce travail consiste en l’étude des effets couplés et découplés de la température et de l’irradiation ionique (simulant l’irradiation neutronique) sur le comportement migratoire du 13C. Les résultats obtenus montrent que, dans la gamme de températures du graphite en réacteur (200 - 500 °C), le 13C est stable quel que soit l’état de l’endommagement de la structure du graphite. D’une manière générale, l’irradiation et la température ont des effets antagonistes. L’irradiation induit une déstructuration du graphite compensée par les effets de recuit conduisant à la réorganisation de la structure dont le degré dépend de l’état initial. Ainsi, en fonction de la localisation du graphite au sein du modérateur, son état de structure sera contrasté selon qu’il aura été irradié dans les zones chaudes à haut flux neutronique ou dans les zones à bas flux et plus froides. Cependant, dans tous les cas, le 14C aura été stabilisé. La deuxième partie concerne l’étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d’eau qui a été réalisée sur un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d’eau. L’influence de la température (700 °C et 900 °C) et de l’humidité relative (50 % HR et 90 % HR) a été testée à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min sur les différents échantillons de référence. L’utilisation d’eau marquée avec de l’18O a permis de tracer la migration des espèces oxydantes dans le graphite. Ainsi, l’efficacité du procédé a été mise en évidence permettant une élimination préférentielle par gazéification des zones les plus nanoporeuses qui sont à priori également les plus concentrées en 14C / The decommissioning of French gas cooled nuclear reactors (UNGG) will generate around 23000 tons of irradiated graphite waste containing radionuclides such as 14C, 36Cl. Both might be dose determining at the outlet, 14C as major contributor to the radioactive dose and 36Cl due to its mobility in the clay repository. The reference management for this Low-Level Long-Lived Waste (LLW-LL) is disposal but its partial decontamination has also been foreseen. Therefore, information on inventory, location and speciation of the radionuclides in the irradiated graphite are mandatory for optimizing the decontamination process and to get reliable insights on the behavior of the radionuclides in the repository. This thesis supported by EDF aims in a first part at studying the impact of temperature, graphite irradiation and radiolytic corrosion on the behavior of 14C and following structure modification. Then, the acquired data are used to support the second part devoted to study 14C decontamination by steam reforming. 13C implantation is used to simulate the presence of 14C. The experiments are carried out on different reference samples such as virgin nuclear graphite, a model and ordered lamellar HOPG graphite and a nanoporous graphite SLX 50 that allow simulating the different structural states of a neutron irradiated graphite. The first part investigates the coupled and decoupled effects of ion irradiation (used to simulate neutron irradiation) on 13C migration. The results show that, at reactor temperatures of 200 - 500 °C, 13C remains stable whatever the graphite structural disorder level. Irradiation and temperature have antagonist effects: irradiation disorders graphite whereas temperature has an annealing effect leading to a reordering of the graphite structure at a level depending on its initial one. Thus, according to graphite position in the moderator this will lead to structure contrasts depending on whether it has been irradiated at high neutron flux and high temperature or low neutron flux and colder temperature. However, 14C is stabilized in the graphite structure in all cases. The second part is devoted the study of 14C steam reforming using a thermogravimetric analyzer coupled to a steam generator. The reference samples were analyzed at temperatures of 700 °C and 900 °C and relative humidities of 50 % and 90 % at a constant humid gas rate of 50 mL/min. 18O labelled water was used to follow the migration of the oxidizing species into graphite. Accordingly, the tests put in evidence the preferential gasification of nanoporous graphite that should also be the richest in 14C. Moreover, the addition of Ni to graphite before steam reforming proved to be very efficient but the gasification was very important and needs adjusting Ni impregnation

Afin de déterminer les principaux leviers qui permettraient d’améliorer les taux de valorisation des VHU, dans des conditions socio-économiques et environnementales acceptables, des campagnes expérimentales de déconstruction et de broyage visant à comparer différents scenarii de déconstruction ont été réalisées sur un site industriel (Acyclea, groupe Praxy). Cette démarche vise à répondre à la directive européenne relative aux VHU qui fixe l’objectif ambitieux d’atteindre au plus tard le 1er janvier 2015 un taux de valorisation minimal de 95 % en masse du VHU, dont au maximum 10% de valorisation énergétique. Les campagnes expérimentales réalisées ont chacune traité des échantillons d’au moins 90 VHU, dont la masse et l’âge moyens ont été évalués à 989 kg / VHU et 14 ans respectivement. Les masses et compositions des flux de matière ont été mesurées pour déterminer les incidences du niveau de démantèlement des véhicules. D’autres paramètres ont également été suivis, tels que les temps de main d’œuvre sur les différentes opérations et l’analyse des rejets éventuels de la filière dans l’environnement. Les résultats montrent que les taux de valorisation augmentent avec le niveau de déconstruction des véhicules, passant de 81.6 +/- 3.4 % de la masse des VHU pour le scénario standard à 86.0 +/- 0.6 % pour le scénario le plus poussé. Cependant, les objectifs de la directive n’ont pas été atteints même avec le scénario le plus poussé. Une méthodologie d’évaluation globale adaptée au système « démantèlement / broyage / tri de VHU » a été mise en place. Elle repose sur 9 indicateurs qui évaluent des performances au regard des enjeux du Développement Durable et un indicateur plus spécifique qui évalue la performance technique de la filière. Les résultats obtenus ont été analysés indicateur par indicateur, puis une analyse multicritère globale a été effectuée à l’aide de la méthode ELECTRE II. Ils révèlent que le scénario intermédiaire de déconstruction serait optimal vis-à-vis de l’ensemble des critères sélectionnés. / To identify keys for improving the recovery rates of ELVs in sustainable socio-economic and environmental conditions, experimental campaigns of dismantling and shredding were performed to compare different scenarios of deconstruction on an industrial plant (Acyclea, Praxy group). This is a focus on the EU Directive on ELVs which sets the ambitious goal of achieving no later than 1 January 2015 a minimum recycling rate of 95% by weight of ELVs, including a maximum of 10% for energy recovery. The experimental campaigns were carried out each treated sample of at least 90 ELVs, whose mass and age means were evaluated at 989 kg / ELV and 14 years respectively. The masses and compositions of matter flows were measured to determine the impact of the level of dismantling vehicles. Other parameters were also monitored, such as labor time on the various operations and analysis of potential emissions in the environment. The results show that the recovery rates increase with the level of deconstruction of vehicles, from 81.6 + / - 3.4% of the mass of ELVs for the standard scenario to 86.0 + / - 0.6% for the scenario the more extensive. However, the objectives of the Directive have not been achieved even with the more extensive scenario further. A comprehensive assessment methodology adapted to the system "dismantling / shredding / sorting of ELV" was established. It is based on nine indicators to measure performance in terms of sustainable development issues and a more specific indicator that assesses the technical performance of the sector. The results were analyzed indicator by indicator, and a comprehensive multi-criteria analysis was performed using the method ELECTRE II. They show that the middle scenario of deconstruction is optimal vis-à-vis all the selected criteria.

En el Perú, la minería es una de las actividades importantes en el desarrollo del crecimiento económico del país, sin embargo, el uso indiscriminado de los recursos naturales y el impacto ambiental, debido a la extracción del mineral, obligó a las entidades reguladoras como el ANA, OEFA, OSINERGMIN a estandarizar los procesos de extracción y operación. Esto contempla estabilizar ambientalmente los componentes que se encuentran dentro del proceso de extracción del mineral, además, de estabilizar, física, química e hidrológicamente a aquellos que, una vez agotado el recurso (mineral), se transforman en un pasivo que deben ser incorporados de manera estable al medio ambiente (cierre de pasivo). La presente tesis propone evaluar la condición de estabilidad actual del depósito de desmonte de roca N8-PO. La evaluación se realizará usando programación lineal a través del método Simus que recoge los parámetros más importantes para cada condición de estabilidad actual, analizado en el pasivo, el cual será comparada con los factores de seguridad requeridos por las entidades reguladoras y las buenas prácticas de construcción. Para el análisis de estabilidad física se recogerán los resultados del análisis estático y pseudo estático, para el análisis de estabilidad geoquímica, se recogerán los resultados de los ensayos ABA, finalmente, para el análisis de estabilidad hidrológica, se tendrá en cuenta el estudio hidrológico, además de la existencia y condición de estructuras hidráulicas presentes. Los resultados de la evaluación indicarán la condición de estabilidad del pasivo. Por último, los resultados recomendarán también, posibles alternativas de cierre a usar. / In Peru, mining is one of the important activities in the development of the country's economic growth, however, the indiscriminate use of natural resources and the environmental impact, due to mineral extraction, forced regulatory entities such as ANA, OFEA, OSINERGMIN to standardize the extraction and operation processes. This includes not only environmentally stabilizing the components that are within the mineral extraction process, but also, physically, chemically and hydrologically stabilizing those who, once the (mineral) resource has been depleted, become a responsibility that must Stably incorporate into the environment (passive closure). This thesis proposes to evaluate the current stability condition of the N8-PO rock dump and compare with the results of the evaluation that will be carried out with two additional components, of the same characteristics, located near the component under study. The evaluation will be carried out through a program that uses a numerical method that collects the most important parameters for each stability condition, current, analyzed in the dump, which will be compared with the safety factors required by regulatory entities and Good construction practices. In the analysis of the physical stability the results of the static and pseudostatic analysis will be collected, for the analysis of the geochemical stability, the results of the ABA tests will be collected, finally, for the analysis of the hydrological stability, the studies will be taken Hydrology account, as well as the existence and condition of the hydraulic structures present. The evaluation results will indicate the stability condition of the mining component. Finally, the results will also recommend possible closure alternatives that will be used to achieve the desired stability. / Tesis

This master's thesis discusses the possibilities of safe-life extension program for ZLIN Z 126 and 226 airplanes, which despite their age and long-end production are still widespread and popular not only in the Czech Republic. The age of these aircraft is also related to the fact, that some aircraft are already approaching its border life, so there is an interest for the longest possible technical and legislative airworthiness. As mentioned in my bachelor's thesis, during the existence of this model series, there was no major damage occurred, except for sporadic exfoliation corrosion of wing flanges. Experience with maintenance of this aircraft points to certain underestimation of the current 5500hrs lifetime and it is obvious to suggest possible steps to increase the current limit. The thesis is therefore considered in this context the possibility of producing new wing flanges made of another material, performed the calculation for wing fatigue exchanged with flanges and designed technological process of this exchange, so that ZLIN Z 126 and 226 airplanes can be safely operated in the future.

Ce mémoire est le résultat d’une étude du document « Un pont vers le futur », une plateforme politique néolibérale mise en œuvre au Brésil après la destitution de la présidente Dilma Rousseff en 2016. Le travail montre que les conséquences de ces politiques ont été un démantèlement systématique des institutions publiques et des politiques sociales, entraînant une dégradation et un recul de la qualité de vie de la population, désigné dans cet essai comme « démodernisation ». Notre motivation pour la réalisation de cette étude est la prise de conscience que le processus qui a conduit à la démodernisation au Brésil présente des similitudes avec celui observé dans d’autres pays, en révélant une intentionnalité dans le processus. Outre les différences propres à chaque pays, la démodernisation suit un cheminement prédéterminé. Dans le cas du Brésil, la feuille de route qui établit les étapes à suivre pour un changement de régime politique et économique est expliquée en détail dans le plan « Un pont vers le futur ». L’objectif de ce travail est de mieux comprendre la notion de démodernisation et de vérifier si le plan « Un pont vers le futur » peut être considéré comme un point d’inflexion qui marque le changement de cap vers un État néolibéral. Ce travail vise également à combler certaines lacunes pour une meilleure compréhension de l’histoire récente du pays entre 2013 et 2018 et à offrir une contribution aux études sur l’Amérique latine et le Brésil à la lumière de la notion de la démodernisation. / This paper examines the document “Ponte para o futuro” (“Bridge to the future”), a neoliberal political platform implemented in Brazil after President Dilma Rousseff was deposed in 2016. The work shows that these policies have resulted in the systematic dismantling of public institutions and social policies, leading to a deterioration and decline in the population’s quality of life, referred to in this essay as “demodernization”. The primary motivation for conducting this study is the realization that the process that led to demodernization in Brazil has similarities with events observed in other countries, revealing an intentionality in the process. Aside from the differences specific to each country, demodernization follows a predetermined path. In Brazil’s case, the roadmap that establishes the steps to be followed to achieve a change in the political and economic regime is explained in detail in the “Bridge to the Future” plan. The aim of this study is to gain a better understanding of the notion of demodernization, and to verify whether the “Bridge to the Future” plan can be considered an inflection point that marks the change of course towards a neoliberal state. This work also seeks to fill certain gaps to enable a better understanding of the country’s recent history between 2013 and 2018, and to offer a contribution to studies on Latin America and Brazil in the light of the notion of demodernization