In this thesis we look at one of the aging mechanisms that may have affected current aged Nuclear Power Plants (NPPs). Irradiation as an age-related degradation mechanism is studied for Reinforced Concrete (RC) in NPPs. This problem can be important for aged reactor buildings, radwaste buildings, spent nuclear fuel, research reactors, or accelerators that experience high levels of radiation close to existing thresholds. Mechanical properties of concrete are the most important parameters affected by radiation in NPPs. Compressive strength of concrete is reduced between 80 and 35 \% for radiation fluences between $2\times 10^{19}$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$. Tensile strength reduction is more significant than compressive strength. It is reduced between 20 and 80 \% for a radiation fluence equal to $5\times 10^{19}$. We chose three radiation levels $2\times 10^{19}$, $2\times 10^{20}$, $2\times 10^{20}$ based on experimental results as the critical levels of radiation that RC structures in NPPs may be exposed to. Structures susceptible to the problem are mostly RC walls; so the RC panel is chosen as an appropriate representative scale element for the analysis. The effect of radiation on mechanical properties of concrete is considered to analyze degraded scale elements. Material properties, geometry, and loading scenarios of scale elements are selected to be close to actual quantities in existing nuclear power plant. Elements are analyzed under six types of loading combination of shear and axial loading conditions. A nonlinear finite element program, Membrane-2000, based on the Modified Compression Field Theory (MCFT) is used to solve scale elements numerically. Element behaviors are studied considering the factors influence ultimate strength capacity, failure mode, and structural ductility index of members. The results show that ultimate shear capacity of the elements subjected to combinations of shear and tension loading are reduced significantly for highly reinforced elements ($1.35<\rho<1.88$) in $2\times 10^{21} n/cm^2$ radiation. RC panels under shear-biaxial and uniaxial compression also show significant strength capacity reduction in radiation levels $2\times 10^{20} n/cm^2$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$, respectively. Failure modes of the elements change from yielding of steel to shear failure by increasing level of degradation for the elements with reinforcement ratio between 0.9 and 1.88. Ductility of the RC panels is reduced significantly in the critical levels of radiation. Ductility of the elements became less than the allowable ductility value by increasing level of radiation.

In this thesis we look at one of the aging mechanisms that may have affected current aged Nuclear Power Plants (NPPs). Irradiation as an age-related degradation mechanism is studied for Reinforced Concrete (RC) in NPPs. This problem can be important for aged reactor buildings, radwaste buildings, spent nuclear fuel, research reactors, or accelerators that experience high levels of radiation close to existing thresholds. Mechanical properties of concrete are the most important parameters affected by radiation in NPPs. Compressive strength of concrete is reduced between 80 and 35 \% for radiation fluences between $2\times 10^{19}$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$. Tensile strength reduction is more significant than compressive strength. It is reduced between 20 and 80 \% for a radiation fluence equal to $5\times 10^{19}$. We chose three radiation levels $2\times 10^{19}$, $2\times 10^{20}$, $2\times 10^{20}$ based on experimental results as the critical levels of radiation that RC structures in NPPs may be exposed to. Structures susceptible to the problem are mostly RC walls; so the RC panel is chosen as an appropriate representative scale element for the analysis. The effect of radiation on mechanical properties of concrete is considered to analyze degraded scale elements. Material properties, geometry, and loading scenarios of scale elements are selected to be close to actual quantities in existing nuclear power plant. Elements are analyzed under six types of loading combination of shear and axial loading conditions. A nonlinear finite element program, Membrane-2000, based on the Modified Compression Field Theory (MCFT) is used to solve scale elements numerically. Element behaviors are studied considering the factors influence ultimate strength capacity, failure mode, and structural ductility index of members. The results show that ultimate shear capacity of the elements subjected to combinations of shear and tension loading are reduced significantly for highly reinforced elements ($1.35<\rho<1.88$) in $2\times 10^{21} n/cm^2$ radiation. RC panels under shear-biaxial and uniaxial compression also show significant strength capacity reduction in radiation levels $2\times 10^{20} n/cm^2$ and $2\times 10^{21} n/cm^2$, respectively. Failure modes of the elements change from yielding of steel to shear failure by increasing level of degradation for the elements with reinforcement ratio between 0.9 and 1.88. Ductility of the RC panels is reduced significantly in the critical levels of radiation. Ductility of the elements became less than the allowable ductility value by increasing level of radiation.

L'expérience Double Chooz utilise les antineutrinos émis par la centrale nucléaire de Chooz (France) pour mesurer l'angle de mélange θ13. La mesure précise de la disparition des antineutrinos se fera en utilisant deux détecteurs placés à différentes distances du réacteur. La prise de données avec le détecteur lointain se fait depuis avril 2011 alors que le détecteur proche est en cours de construction. Les données prise avec le détecteur lointain entre le 13 avril 2011 et le 30 mars 2012 ont été analysées. Une indication de la disparition d'antineutrinos électroniques, en accord avec l'hypothèse d'oscillation des neutrinos, a été trouvée. La valeur du paramètre de mélange mesurée est sin2 (2θ13) est 0,109 ± 0,030 (stat.) ± 0,025 (syst.). Cette thèse présente une description précise de l'expérience Double Chooz, avec une attention particulière portée sur le détecteur lointain et son système d'acquisition. Le principal objectif de la thèse est l'étude précise du bruit de fond corrélé affectant la sélection des antineutrinos et son impact sur la mesure de le paramètre de mélange. Une description générale du scénario expérimental actuel visant à la caractérisation de l'oscillation des neutrinos est également fournie, en se concentrant sur les résultats récents obtenus dans ce domaine.

Ce travail de thèse s’inscrit dans le domaine de l’énergie nucléaire, de l’aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l’un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l’estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s’est déroulée en trois temps.La première étape a permis de limiter le nombre de paramètres intervenant dans le calcul de la puissance résiduelle. Pour cela, un essai de puissance résiduelle sur le réacteur PHENIX (PUIREX 2008) a été interprété de façon à valider expérimentalement le formulaire d’évolution DARWIN pour les RNR et à quantifier les termes sources de la puissance résiduelle.La deuxième étape a eu pour but de développer un code de propagation des incertitudes : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). Une méthode de propagation déterministe a été retenue car elle permet des calculs rapides et fiables. Les hypothèses de linéarité et de normalité qu’elle entraîne ont été validées théoriquement. Le code a également été comparé avec succès à un code stochastique sur l’exemple de la fission élémentaire thermique de l’235U.La dernière partie a été une application du code sur des expériences de puissance résiduelle d’un réacteur, de bilan matière d’une aiguille combustible et d’une fission élémentaire de l’235U. Le code a démontré des possibilités de retour d’expériences sur les données nucléaires impactant l’incertitude de cette problématique.Deux résultats principaux ont été mis en évidence. Tout d’abord, les hypothèses simplificatrices des codes déterministes sont compatibles avec un calcul précis de l’incertitude de la puissance résiduelle. Ensuite, la méthode développée est intrusive et permet un retour d’expérience sur les données nucléaires des expériences du cycle. En particulier, ce travail a montré qu’il est déterminant de mesurer précisément les rendements de fission indépendants et de déterminer leurs matrices de covariances afin d’améliorer la précision du calcul de la puissance résiduelle. / This PhD study is in the field of nuclear energy, the back end of nuclear fuel cycle and uncertainty calculations. The CEA must design the prototype ASTRID, a sodium cooled fast reactor (SFR) and one of the selected concepts of the Generation IV forum, for which the calculation of the value and the uncertainty of the decay heat have a significant impact. In this study is developed a code of propagation of uncertainties of nuclear data on the decay heat in SFR.The process took place in three stages.The first step has limited the number of parameters involved in the calculation of the decay heat. For this, an experiment on decay heat on the reactor PHENIX (PUIREX 2008) was studied to validate experimentally the DARWIN package for SFR and quantify the source terms of the decay heat.The second step was aimed to develop a code of propagation of uncertainties : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). A deterministic propagation method was chosen because calculations are fast and reliable. Assumptions of linearity and normality have been validated theoretically. The code has also been successfully compared with a stochastic code on the example of the thermal burst fission curve of 235U.The last part was an application of the code on several experiments : decay heat of a reactor, isotopic composition of a fuel pin and the burst fission curve of 235U. The code has demonstrated the possibility of feedback on nuclear data impacting the uncertainty of this problem.Two main results were highlighted. Firstly, the simplifying assumptions of deterministic codes are compatible with a precise calculation of the uncertainty of the decay heat. Secondly, the developed method is intrusive and allows feedback on nuclear data from experiments on the back end of nuclear fuel cycle. In particular, this study showed how important it is to measure precisely independent fission yields along with their covariance matrices in order to improve the accuracy of the calculation of the decay heat.