Aujourd'hui, les progrès expérimentaux en physique nucléaire nécessitent le développement d'accélérateurs susceptibles de produire des faisceaux d'ions radioactif. Dans cette optique, la méthode « Isotopic Separation On-Line » combinée à l'utilisation du mécanisme de fission permet de produire des ions radioactif riches en neutrons. L'Institut de Physique Nucléaire d'Orsay participe à ce développement avec la construction du projet ALTO (Accélérateur Linéaire et Tandem d'Orsay). Cette installation de type ISOL utilise un faisceau d'électron pour induire la photofission de l'uranium. En juillet 2006, dans le cadre de mesure des taux de production, la viabilité de cette méthode a été démontrée. De plus, les résultats ont mis en évidence un ensemble de modifications capables d'améliorer la méthode de production. <br />L'installation ALTO ne se limite pas à la fabrication de fragments de fission riches en neutrons. Au cours d'un test de radioprotection, un système de détection a été installé pour permettre l'étude de la décroissance radioactive de l'isotope 84Ga. L'analyse des données acquises au cours de cette mesure nous a permis d'apporter des indications sur la structure des noyaux de 84Ga, 84Ge, 84As et 83Ge. Pour 84Ga, nous avons identifié un état isomérique et proposé une configuration pour cet état et l'état fondamental du noyau. Pour 84Ge, nous avons observé les premiers états 2+ et 4+ dont le rapport des énergies nous a permis de conclure sur l'apparition de la collectivité attendue au-delà de N=50. L'étude de cette collectivité semble indiquer un affaiblissement du gap Z=28 à l'approche de 78Ni. Nous avons proposé le premier schéma de niveau de 84As. Nous avons aussi proposé une configuration pour les états observés de ce noyau. Enfin, pour interpréter le schéma de niveau de 83Ge, un modèle permettant de caractériser le couplage en un neutron et un cœur a été employé. Ce dernier a été appliqué à l'ensemble de la chaîne isotonique N=51 pour tester sa validité. Puis, son application au noyau de 83Ge a confirmé l'existence de ce type de structure dans ce noyau. Les résultats obtenus avec ce modèle ont été extrapolés afin de proposer une prédiction du schéma de niveau de 81Zn.

Définir les limites de stabilité des systèmes nucléaires est un des enjeux de la physique nucléaire. Dans les collisions d'actinides sont formés les ensembles de nucléons les plus lourds que l'on peut produire sur terre. La collision 238U+238U, permettant de former le système géant 476184, est étudiée de manière théorique selon le modèle microscopique “Time Dependent Hartree Fock” pour une gamme d'énergie large sous et au-delà de la barrière coulombienne et également de manière expérimentale à des énergies proche de la barrière coulombienne jusque 20% au dessus de celle-ci (6.09-7.35 AMeV) ; le spectromètre VAMOS et un système de détection permettant de mesurer la masse, la charge, l'énergie et l'angle de diffusion (35±5°) de l'éjectile est utilisé On a mis en évidence qu'un transfert de masse important entre les deux noyaux d'Uranium (supérieur à 10 nucléons) menait à une dissipation totale de l'énergie cinétique dans les différents degrés de liberté du système géant et à une déformation importante de celui-ci au moment de sa décroissance. Le temps de vie du système géant est estimé à 10−21-10−20s. Ce temps serait suffisant pour sonder la formation de paires électrons-trous issus du vide quantique, processus jusqu'alors jamais prouvé expérimentalement. La synthèse de noyaux lourds riches en neutrons semble également envisageable dans ce type de réaction aux énergies proches de la barrière coulombienne lorsque l'énergie d'excitation des produits de réaction est moindre.

Dans le contexte d'une concurrence accrue, l'industrie automobile cherche à adapter son organisation afin de mieux répondre aux attentes des clients. Mais comment intégrer le point de vue transversal du client dans la conception, alors que dans cette phase le produit est divisé en des centaines de zones et fonctions, représenté par des pièces numériques? Renault a choisi de créer un nouvel acteur, le Pilote Prestations Client PPC, responsable de cette intégration au long de la conception, rattaché à un ou plusieurs métiers et en interface avec les projets. Dans le cadre de la prestation ergonomie, cette thèse analyse (1) l'intégration de points de vue transversaux à travers l'étude du rôle spécifique d'interface des PPC ergonomie; (2) un système d'information permettant la gestion et la diffusion de l'information numérique en projet; (3) un outil de synthèse de point de vue intégrant des règles d'analyse métier dans un environnement numérique: le constat ergonomique générique

Lors d'une collision entre un nucléon et un noyau cible, différentes réactions peuvent se produire, comme les diffusions élastique et inélastique du nucléon, l'échange de charge ... Afin de décrire ces réactions, différents modèles sont utilisés : les modèles de réactions directes, de pré-équilibre et de noyau composé. Le but de ce travail de thèse est d'étudier dans une approche quantique sans paramètre ajustable, les réactions directes et de pré-équilibre pour des diffusions de nucléons sur des noyaux à couches fermées. Une première étude concerne les réactions directes : nous décrivons les diffusions de nucléons en utilisant la matrice-G de Melbourne, représentant l'interaction entre le projectile et un nucléon de la cible, et les fonctions d'onde RPA qui décrivent les états du noyau cible. Cette approche est entièrement microscopique : aucun paramètre ajustable n'est utilisé. Dans la seconde étude, nous nous concentrons sur la diffusion inélastique de nucléons pour de grands transferts d'énergie, processus pour lequel le mécanisme de pré-équilibre prend de l'importance. Différents modèles ont été développés dans la passé pour tenir compte du mécanisme de pré-équilibre. Ils sont basés sur le développement de Born de l'amplitude de transition associée au processus inélastique et utilisent différentes hypothèses qui n'ont jamais vraiment été vérifiées. Nous avons réalisé quelques comparaisons de sections efficaces du second ordre calculées avec et sans les approximations invoquées par ces modèles. Ces études nous permettent de critiquer certaines de ces approximations et de définir quelques directions en vue d'améliorer les modèles quantiques de pré-équilibre.

Les rendements de fission sont des données très importantes pour les applications nucléaires. Elles représentent par exemple une partie des données d'entrée des différents codes de simulation. De même les modèles théoriques qui tentent de reproduire ces distributions ont besoin de valeurs expérimentales auxquelles ils peuvent se comparer. Par le passé le spectromètre de masse Lohengrin a permis, grâce à sa très bonne résolution en masse et en énergie, de déterminer avec une grande précision les rendements des produits de fission légers pour de nombreux systèmes fissionants. Cependant la méthode expérimentale utilisée dans cette région de la fission, détection par chambre à ionisation, ne permet pas la séparation des isotopes dans la région des produits de fission lourds. Pour cette raison un nouveau dispositif expérimental par spectrométrie a été mis en place au cours de cette thèse. Il a été validé par comparaison des précédentes mesures dans la région des produits de fission légers et permet de déterminer les rendements isotopiques que ce soit pour les produits de fission légers comme pour les produits de fission lourds. Ainsi au cours de ces travaux, afin de compléter et d'améliorer les bibliothèques de donn ées, les rendements en masse des produits de fission lourds pour les réactions 235U(nth,f), 239Pu(nth,f) et 241Pu(nth,f) ont été mesurés pour la première fois sur le spectromètre Lohengrin. Ils ont permis d'améliorer considérablement les incertitudes associées. De la même manière les rendements isotopiques des produits de fission lourds pour le 239Pu(nth,f) ont été déterminés par spectrométrie . De plus les distributions en charge ionique et en énergie cinétique des produits de fission ont été particulièrement étudiées. Elles ont entre autres mis en évidence la présence d'isomères nanosecondes pour certains noyaux.

Il est admis aujourd'hui que les nucléons sont constitués de quarks et de gluons, dont les interactions sont décrites par la Chromodynamique Quantique (QCD). Du fait du caractère non-perturbatif de QCD à l'échelle d'énergie de la physique nucléaire, une description du noyau atomique directement à partir des quarks et des gluons reste inaccessible à l'heure actuelle. Une alternative possible est d'utiliser des théories effectives hadroniques contraintes par QCD. Dans ce cadre, nous avons développé deux descriptions de la matière nucléaire infinie dans des théories de champ moyen relativistes prenant en compte la structure en quarks des hadrons. Dans une première approche, la modification dans le milieu des propriétés des mésons est obtenue dynamiquement dans un modèle de quarks de Nambu-Jona-Lasinio (NJL). Cette modification est prise en compte dans un modèle de champ moyen relativiste basé sur une interaction par échanges de mésons entre nucléons. L'évolution de la masse des mésons dans le milieu, et les propriétés de la matière nucléaire infinie ainsi obtenues, ont été étudiées. Dans une deuxième approche, les contributions de courte et logue portée à la modification du nucléon dans le milieu sont déterminées. La partie de courte portée est obtenue en construisant le nucléon à l'aide du modèle de quarks de NJL. La partie de longue portée, liée aux échanges de pions entre nucléons, a quant à elle été obtenue à l'aide de la théorie des perturbations chirales. Ces modifications ont été utilisées pour contraindre les couplages d'un modèle de champ moyen relativiste à couplages ponctuels. Une description réaliste des propriétés de saturation de la matière nucléaire est alors obtenue.

Récemment avec les nouvelles possibilités d'études expérimentales de noyaux exotiques riches en proton, un regain d'intérêt s'est porté sur la problématique des corrélations d'appariement proton-neutron. Ce travail a pour but l'étude des corrélations au delà du champ moyen et en particulier du pairing proton-neutron isoscalaire et isovecteur pour différents isotopes de Germanium N ~ Z. Nous avons d'abord traité l'approche BCS classique avec l'approximation Lipkin-Nogami (LN) de projection sur le bon nombre de particules en utilisant une interaction résiduelle de type contact. Ensuite dans une approche appelée Higher Tamm-Dancoff Approximation (HTDA) les corrélations proton-neutron ont été traitées en conservant explicitement le nombre de particules. Dans les deux cas, nous avons développé les codes numériques correspondants pour traiter les couplages proton-neutron. Les résultats des applications numériques pour quelques noyaux sont discutés et comparés dans les deux approches BCS(LN) et HTDA avec pairing isoscalaire et isovecteur. Nous avons montré que les deux approches donnent une description semblable des corrélations du fondamental mais que la méthode HTDA est plus efficace dans le régime de faible pairing. Nous avons mis en évidence le rôle crucial de la conservation du nombre de particules pour la description des corrélations d'appariement proton-neutron. La prise en compte du pairing T = 0 génère une énergie de liaison supplémentaire pour les noyaux N = Z contribuant au terme d'énergie de Wigner.

Le développement des techniques de microscopie 3D offrant une résolution spatiale de l'ordre du micromètre a ouvert un large champ de recherche en biologie cellulaire. Parmi elles, un avantage intéressant de la micro-tomographie par faisceau d'ions est de donner des résultats quantitatifs en termes de concentrations locales d'une manière directe, en utilisant une technique d'émission de rayonnement X (PIXET) combinée à la microscopie ionique en transmission (STIMT). Le traitement des données expérimentales constitue un point délicat. Après une brève introduction aux techniques de reconstruction existantes, nous présentons le principe du code DISRA, le plus complet écrit jusqu'à ce jour, qui nous a servi de base pour ce travail de thèse. Nous avons modifié et étendu le code DISRA en considérant les aspects spécifiques des échantillons biologiques. Un logiciel de traitement de données complet a ainsi été développé, avec une interface utilisateur permettant le contrôle de chaque étape de la reconstruction. Les résultats d'expériences de STIMT et/ou PIXET effectuées au CENBG sur des spécimens de référence et sur des cellules végétales ou humaines isolées sont présentés.

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s'agit d'abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l'Américium et du Curium) au-delà de l'uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l'incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c'est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L'objectif de ce travail est ici d'actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l'243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d'244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,) et de diffusion inélastique (n,n') ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d'actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d'étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l'242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l'américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d'erreurs a permis d'interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes.

Le travail présenté dans ce mémoire de thèse concerne l'étude, la réalisation et la caractérisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore. Leur mise en œuvre au sein de dispositifs de détection de neutrons rapides et thermiques y est examinée.<br />Dans une première partie, le processus de fabrication et la méthode de dopage en éléments borés sont présentés de façon détaillée. Différentes analyses physico-chimiques (I.R., UV-vis et RMN) ont été utilisées pour caractériser le matériau obtenu et pour confirmer sa composition et sa structure. De plus, une série d'expériences sous rayonnements alpha et sous faisceaux de protons a permis de mesurer les caractéristiques de scintillation. L'émission lumineuse peut ainsi être déterminée grâce à la relation semi-empirique de Birks.<br />Une seconde partie rend compte de la modélisation complète de l'ensemble du détecteur : interaction rayonnement - matière, émission et parcours de la lumière, formation du signal. Le code de calcul MCNP (Monte Carlo N-Particles) a été couplé à un code de génération et de propagation de lumière développé au cours de ce travail. Ces moyens de simulation ont permis d'optimiser les dimensions du détecteur pour la détection neutronique et de cerner l'influence de la géométrie sur la collecte des photons de scintillation. L'efficacité de détection et la durée de vie des neutrons dans ce type de détecteurs ont été estimées. Les mesures confirment la validité des simulations.<br />Une troisième partie fait état des méthodes de discrimination neutron - gamma analogique (méthode du passage par zéro) et numérique (méthode de la comparaison de charges) mises en œuvre pour ce scintillateur. Leurs performances respectives sont comparées et discutées.<br />La dernière partie concerne les applications qui peuvent bénéficier de l'utilisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore, comme les fibres scintillantes dopées, la spectrométrie neutronique ou encore les systèmes de mesures des multiplicités neutroniques.