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Cette thèse a pour contexte l'entreposage direct des assemblages de combustible usé après fonctionnement en réacteur. Afin d'obtenir des données sur les capacités de la gaine comme barrière à la diffusion de l'uranium, nous avons mené une étude fondamentale visant à modéliser l'évolution de la face interne de la gaine sous et en l'absence d'irradiation.<br> Le comportement du zirconium en conditions réacteur a tout d'abord été étudié auprès du réacteur à haut flux de l'Institut Laue Langevin (ILL) de Grenoble. Une cible mince d'uranium enrichie en isotope fissile a été placée sur un échantillon de zirconium, l'ensemble étant irradié par un flux de neutrons thermiques induisant la fission de l'uranium du dépôt. Le suivi de l'évolution énergétique des produits de fission formés a permis de mettre en évidence deux phases : l'oxydation du zirconium, puis la diffusion de l'uranium dans la zircone formée à la température de 480°C. Un coefficient de diffusion sous irradiation a été mesuré et vaut 10-15 cm2.s-1.<br> Afin de pouvoir mettre clairement en évidence l'effet de l'irradiation par les produits de fission sur l'oxydation du zirconium, des mesures d'oxydation thermique et sous irradiation de 129Xe ont été effectuées respectivement à l'Institut de Physique Nucléaire de Lyon (IPNL) et au GANIL à Caen. Elles ont montré que l'oxydation est fortement accélérée par l'irradiation, et que la température joue un rôle négligeable jusqu'à 480°C.<br> Par ailleurs, la diffusion thermique de l'uranium dans le zirconium et la zircone a été étudiée à l'IPNL par couplage implantation ionique/RBS. Cette étude montre que l'uranium diffuse dans le zirconium alors qu'il se retrouve piégé dans la zircone sous forme UO3.

Les accélérateurs linéaires (linacs) de protons de forte intensité sont, depuis quelques années, au coeur de nombreux projets internationaux (transmutation des déchets nucléaires, production de faisceaux radioactifs, sources de neutrons de spallation, usines à neutrinos...). Les cavités accélératrices supraconductrices, qui constituent une des pierres angulaires de ces accélérateurs, ont connu un essor très important grâce, en particulier, aux excellentes performances atteintes par les cavités dites « elliptiques ». Alors que le choix technologique concernant la partie haute énergie des linacs (énergie du proton supérieure à 100 MeV) semble maintenant clairement établi avec l'utilisation de ces cavités elliptiques, le débat reste encore ouvert au sujet de la partie intermédiaire (typiquement entre 5 et 100 MeV), pour laquelle différents types de cavités « faible bêta » sont actuellement à l'étude. Le thème central de cette thèse porte donc sur l'étude d'une nouvelle structure accélératrice faible bêta, appelée cavité « spoke », qui pourrait répondre aux différents critères fixés, dans le cadre des projets européens EURISOL (production de faisceaux radioactifs) et XADS (transmutation des déchets nucléaires), pour assurer un bon fonctionnement de l'accélérateur, mais aussi, contribuer à réduire le coût global de telles installations. L'étude complète d'une cavité spoke, bêta 0.35, a donc été réalisée : de sa conception, au moyen de logiciels de simulation électromagnétique et mécanique afin d'optimiser sa géométrie, jusqu'aux mesures expérimentales à chaud et à froid (T=4.2 K) où un excellent résultat a été obtenu, à savoir un champ accélérateur de 12.2 MV/m (une des meilleures performances atteintes avec une cavité spoke dans le monde). L'étude d'optimisation a notamment montré qu'un rapport 1/3 entre la barre centrale et la longueur de la cavité permettait de minimiser les champs électriques et magnétiques de surface pour un champ accélérateur donné. Elle a également établi que les cavités spoke pouvaient parfaitement être utilisées, dans la partie intermédiaire de l'accélérateur jusqu'à un bêta de 0.15, du fait de leur très grande rigidité. Les tests expérimentaux à chaud réalisés sur la cavité (fabriquée par l'entreprise CERCA) ont confirmé les prédictions théoriques attendues (fréquence, profil de champ et caractéristiques mécaniques). Une autre étude, portant sur le contrôle dimensionnel en 3D de cavités monocellules elliptiques, a permis d'expliquer les écarts observés entre les fréquences mesurées et celles visées, issues des codes électromagnétiques.

La diffusion élastique de protons sur les noyaux halo 6He et 8He a été réalisée en cinématique inverse aux énergies voisines de 700 MeV/u dans le but d'étendre les mesures de la section efficace différentielle déjà existantes à la région de haut moment transféré couvrant le premier minimum de diffraction. Pour cela, une cible d'hydrogène liquide pur a été conçue et utilisée pour la première fois, ce qui a permis, par comparaison avec les cibles classiques à base de composés C-H, d'obtenir des données de bonne qualité avec un faible niveau de bruit de fond. Les données précédentes, limitées à la région de faible moment transféré, sont sensibles notamment à la taille globale du noyau considéré et à la partie périphérique de la densité de distribution de la matière nucléaire ce qui nous a amené à nous interesser a la partie interne des noyaux halo ou plus précisément leur “coeur”. Les données obtenues et présentées dans ce travail permettent, à travers une détermination plus précise des densités de distribution, de jeter une lumière nouvelle sur cette partie et de comprendre mieux la structure du coeur a dans 6,8He. Plusieurs modèles microscopiques peuvent ainsi être testés. Les densités de distributions calculées à partir de ces modèles sont utilisées pour déduires des sections efficaces différentielles qui sont à leur tour comparées avec les données présentes.

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Ce mémoire concerne l'étude des réactions nucléaires aux énergies intermédiaires. Un modèle phénoménologique a été élaboré et validé à l'aide des données recueillies avec le multidétecteur INDRA. Le modèle est décrit dans la première partie de la thèse. Largement inspiré de l'observation expérimentale, il est basé sur des hypothèses géométriques en considérant conjointement les degrés de liberté des nucléons et des noyaux. La deuxième partie teste et valide ces hypothèses. Après une présentation de l'espace des phases exploré lors de la collision, une comparaison globale entre le modèle et l'expérience sur le système Xe + Sn de 25 à 80 MeV/u est présentée. Avant de conclure, deux études spécifiques, une dédiée aux collisions centrales et l'autre aux modes de décroissance du quasi-projectile dans les collisions périphériques sont détaillées.

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Cette étude porte sur l'importance des configurations a-2n et triton-triton de l'6He. Nous avons mesuré la distribution angulaire de la réaction de transfert 6He(p,t)a à 25 A.MeV au GANIL avec le spectromètre SPEG couplé au détecteur MUST. Les angles avant et arrière c.m. sont obtenus avec SPEG. Les coïncidences des modules MUST fournissent les angles intermédiaires. La diffusion élastique 6He(p,p)6He, également mesurée avec le spectromètre SPEG, fixe le potentiel optique 6He+p pour la voie d'entrée de la réaction de transfert. Des calculs DWBA et en voies couplées de la section efficace différentielle de 6He(p,t)a ont permis d'étudier la sensibilité aux voies de réactions possibles du système 6He+p et notamment la cassure de l'6He en discrétisant le continuum. La comparaison entre les sections efficaces différentielles de 6He(p,t)a calculée et expérimentale donne un facteur spectroscopique proche de 1 pour la configuration a-2n et compris entre 0.06 et 0.09 pour la configuration t-t.

L'étude complète des réacteurs à sels fondus, destinés à une production massive et durable d'énergie nucléaire, doit coupler les aspects neutronique, hydraulique et thermique. Ce couplage, intégrant les codes MCNP et Trio_U, est entrepris dans le cadre du prototype MSRE, où il donne des résultats très proches de l'expérience. L'extrapolation de cette étude permet de proposer des modifications pour améliorer les coefficients de sûreté des réacteurs à sels fondus de puissance.<br> Un deuxième volet concerne les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur, dévolus à l'incinération des déchets radioactifs. Nous proposons une méthode de mesure absolue de la réactivité prompte à partir de la décroissance suivant une impulsion de neutrons. Elle ne suppose connue que la distribution des temps entre générations de neutrons, caractéristique du réacteur. Cette méthode est appliquée aux résultats de l'expérience MUSE 4 et présente une erreur relative sur la réactivité inférieure à 5%.