Aujourd'hui, l'énergie nucléaire représente une partie non-négligeable du marché énergétique mondial, très probablement vouée à croître dans les prochaines décennies. Les réacteurs du futur devront notamment répondre à des critères supplémentaires économiques mais surtout de sûreté, de non-prolifération, de gestion optimisée du combustible et d'une gestion responsable des déchets nucléaires. Dans le cadre de cette thèse, des études concernant la non-prolifération des armes nucléaires sont abordées, dans le cadre de la recherche et développement d'un nouvel outil potentiel de surveillance des réacteurs nucléaires ; la détection des antineutrinos des réacteurs. En effet, les propriétés de ces particules pourraient intéresser l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) en charge de l'application du Traité de non-prolifération des armes nucléaires. L'AIEA encourage ainsi ses états membres à mener une étude de faisabilité. Une première étude de non-prolifération est réalisée avec la simulation d'un scénario proliférant utilisant un réacteur de type CANDU et de l'émission en antineutrinos associée. Nous en déduisons une prédiction de la sensibilité d'un détecteur d'antineutrinos de taille modeste à la diversion d'une quantité significative de plutonium. Une seconde étude est réalisée dans le cadre du projet Nucifer, détecteur d'antineutrinos placé auprès du réacteur de recherche OSIRIS. Nucifer est un détecteur d'antineutrinos dédié à la non-prolifération à l'efficacité optimisée conçu pour être un démonstrateur pour l'AIEA. La simulation du réacteur OSIRIS est développée ici pour le calcul de l'émission d'antineutrinos qui sera comparée aux données mesurées par le détecteur ainsi que pour caractériser le bruit de fond important émis par le réacteur détecté dans Nucifer. De façon générale, les antineutrinos des réacteurs sont émis lors des décroissances radioactives des produits de fission. Ces décroissances radioactives sont également à l'origine de la puissance résiduelle émise après l'arrêt d'un réacteur nucléaire, dont l'estimation est un enjeu de sûreté. Nous présenterons dans cette thèse un travail expérimental dont le but est de mesurer les propriétés de décroissance bêta de produits de fission importants pour la non-prolifération et la puissance résiduelle des réacteurs. Des premières mesures utilisant la technique de Spectroscopie par Absorption Totale (TAGS) ont été réalisées auprès du dispositif de l'Université de Jyväskylä. Nous présenterons la technique employée, le dispositif expérimental ainsi qu'une partie de l'analyse de cette expérience.

Aujourd’hui, l’énergie nucléaire représente une partie non-négligeable du marché énergétique mondial, très probablement vouée à croître dans les prochaines décennies. Les réacteurs du futur devront notamment répondre à des critères supplémentaires économiques mais surtout de sûreté, de non-prolifération, de gestion optimisée du combustible et d’une gestion responsable des déchets nucléaires. Dans le cadre de cette thèse, des études concernant la non-prolifération des armes nucléaires sont abordées, dans le cadre de la recherche et développement d’un nouvel outil potentiel de surveillance des réacteurs nucléaires ; la détection des antineutrinos des réacteurs. En effet, les propriétés de ces particules pourraient intéresser l’Agence Internationale de l’Energie Atomique (AIEA) en charge de l’application du Traité de non-prolifération des armes nucléaires. L’AIEA encourage ainsi ses états membres à mener une étude de faisabilité. Une première étude de non-prolifération est réalisée avec la simulation d’un scénario proliférant utilisant un réacteur de type CANDU et de l’émission en antineutrinos associée. Nous en déduisons une prédiction de la sensibilité d’un détecteur d’antineutrinos de taille modeste à la diversion d’une quantité significative de plutonium. Une seconde étude est réalisée dans le cadre du projet Nucifer, détecteur d’antineutrinos placé auprès du réacteur de recherche OSIRIS. Nucifer est un détecteur d’antineutrinos dédié à la non-prolifération à l’efficacité optimisée conçu pour être un démonstrateur pour l’AIEA. La simulation du réacteur OSIRIS est développée ici pour le calcul de l’émission d’antineutrinos qui sera comparée aux données mesurées par le détecteur ainsi que pour caractériser le bruit de fond important émis par le réacteur détecté dans Nucifer. De façon générale, les antineutrinos des réacteurs sont émis lors des décroissances radioactives des produits de fission. Ces décroissances radioactives sont également à l’origine de la puissance résiduelle émise après l’arrêt d’un réacteur nucléaire, dont l’estimation est un enjeu de sûreté. Nous présenterons dans cette thèse un travail expérimental dont le but est de mesurer les propriétés de décroissance bêta de produits de fission importants pour la non-prolifération et la puissance résiduelle des réacteurs. Des premières mesures utilisant la technique de Spectroscopie par Absorption Totale (TAGS) ont été réalisées auprès du dispositif de l’Université de Jyväskylä. Nous présenterons la technique employée, le dispositif expérimental ainsi qu’une partie de l’analyse de cette expérience. / Today, nuclear energy represents a non-negligible part of the global energy market, most likely a rolling wheel to grow in the coming decades. Reactors of the future must face the criteria including additional economic but also safety, non-proliferation, optimized fuel management and responsible management of nuclear waste. In the framework of this thesis, studies on non-proliferation of nuclear weapons are discussed in the context of research and development of a new potential tool for monitoring nuclear reactors, the detection of reactor antineutrinos, because the properties of these particles may be of interest for the International Agency of Atomic Energy (IAEA), in charge of the verification of the compliance by States with their safeguards obligations as well as on matters relating to international peace and security. The IAEA encouraged its member states to carry on a feasibility study. A first study of non-proliferation is performed with a simulation, using a proliferating scenario with a CANDU reactor and the associated antineutrinos emission. We derive a prediction of the sensitivity of an antineutrino detector of modest size for the purpose of the diversion of a significant amount of plutonium. A second study was realized as part of the Nucifer project, an antineutrino detector placed nearby the OSIRIS research reactor. The Nucifer antineutrino detector is dedicated to non-proliferation with an optimized efficiency, designed to be a demonstrator for the IAEA. The simulation of the OSIRIS reactor is developed here for calculating the emission of antineutrinos which will be compared with the data measured by the detector and also for characterizing the level of background noises emitted by the reactor detected in Nucifer. In general, the reactor antineutrinos are emitted during radioactive decay of fission products. These radioactive decays are also the cause of the decay heat emitted after the shutdown of a nuclear reactor of which the estimation is an issue of nuclear safety. In this thesis, we present an experimental work which aims to measure the properties of beta decay of fission products important to the non-proliferation and reactor decay heat. First steps using the technique of Total Absorption Gamma-ray Spectroscopy (TAGS) were carried on at the radioactive beam facility of the University of Jyvaskyla. We will present the technique used, the experimental setup and part of the analysis of this experiment.

Dans le cadre des recherches menées dans le domaine de la sûreté des réacteurs nucléaires, la problématique de la formation des oxydes d'iode dans l'enceinte de confinement par la destruction d'iodures organiques lors d'un accident grave a été étudiée avec les moyens du domaine de la chimie atmosphérique.La cinétique de destruction d'iodures organiques (tels que CH3I, CH2I2, CHI3, C2H5I, n-C3H7I et i-C3H7I) par les radicaux OH et O a d'abord été étudiée avec un système de Photolyse Flash – Résonance Fluorescente, dans des conditions représentatives de l'enceinte d'un accident de réacteur nucléaire accidenté. Des constantes cinétiques et leurs énergies d'activation ont été déterminées, dont certaines pour la première fois dans la littérature. Les mécanismes d'oxydation par OH et O des iodures organiques sont soit par abstraction d'un atome d'hydrogène, soit par la formation d'un complexe, menant à l'arrachement de l'atome d'iode. Ensuite, une analyse avec le code IODAIR a permis de réactualiser certaines cinétiques et de compléter ce code avec l'ajout de nouvelles réactions publiées récemment. Une comparaison de la cinétique globale de destruction de CH3I par OH et O dans le code IODAIR et de la constante cinétique globale inclue dans le code ASTEC/IODE a mis en évidence une différence d'un facteur environ 2, ce qui montre l'influence de ces deux radicaux (et principalement de O) sur la destruction des iodures organiques. L'autre voie de destruction majoritaire serait par rayonnement électronique. Les autres radicaux comme H ou N ne contribueraient que très peu à leur disparition. / Within the framework of the research in the nuclear reactor safety field, the iodine oxides formation by organic iodides destruction in the containment has been studied with the means of the atmospheric chemistry field. The destruction kinetics and their activation energy of organic iodides by OH and O radical has been quantified by a Flash Photolysis system able to monitor the oxidant radicals by resonance fluorescence. Those results have been published and some of them for the first time in the literature. The mechanisms leading to the organic iodides destruction are either by a hydrogen atom abstraction, either by the formation of a complex, depending on the organic iodide involved. Then, certain kinetics reactions have been updated in the IODAIR code. Other reactions have been added based on the recent literature available. A comparison of the kinetics destruction of CH3I by OH and O with IODAIR and the global kinetics of destruction in ASTEC/IODE showed a difference of about 2 which shows the importance of these two radicals (and mainly O) in those destruction processes. The other main path of destruction would be by electron radiation. Other radicals like H and N would not contribute significantly to organic iodides destruction. A sensitivity analysis highlighted that organic iodides would mostly be destroyed into iodine oxides with a almost complete conversion within a few hours. Finally, an atmospheric chamber has been used to quantify iodine oxides growth, density and composition. Under the conditions studied, their formation is fast. Particles sizes of about 200- 400 nm are formed within a few hours.

Cette thèse, en s’appuyant sur l’expérimentation et la modélisation numérique vise à une meilleure compréhension du comportement des dalles épaisses en béton armé sous sollicitations de cisaillement. Le cas particulier des dalles avec épingles est d’ailleurs spécifiquement étudié et comparé aux dalles sans armatures d’effort tranchant, l’influence de l’effort membrane est également abordé. Une synthèse bibliographique a tout d’abord été effectuée pour mettre en évidence les paramètres agissant sur la contrainte de cisaillement à travers les résultats des travaux et études précédentes comme la résistance caractéristique du béton en compression, le taux d’armatures longitudinales et transversales, et le rapport a/d, la taille des granulats. La campagne expérimentale a ensuite été réalisée sur trente dalles dont 9 dalles sans épingles et 21 dalles avec épingles partagées en quatre séries, la première conçue pour étudier le comportement global et local au cisaillement, la deuxième pour analyser l’interaction des épingles avec les armatures longitudinales, la troisième pour étudier l’effet d’un effort axial sur la résistance au cisaillement et vérifier s’il existe une interférence des aciers d’effort tranchant sur l’effort axial et la quatrième pour étudier l’effet de l’engrènement des granulats en faisant varier la taille de leur diamètre maximal. Les résultats montrent l’augmentation de la résistance au cisaillement grâce aux épingles mais également l’interaction de ceux-ci avec les armatures longitudinales et l’effort de compression. Pour ce qui est de l’influence de l’augmentation du diamètre des granulats, celle-ci est supplantée par les épingles qui remplacent cet effet. Les résultats expérimentaux sont comparés aux prévisions basées sur l’Eurocode 2, l’Annexe Nationale Française, le Fib Model Code 2010 et l’ACI 318-14. Les résultats montrent que globalement l’approche française ANF et le fib Model Code 2010 donnent des résultats très proches des valeurs expérimentales. L’EC2 donne également des résultats acceptables avec des marges de sécurité raisonnable. La comparaison des résultats analytiques obtenus avec l’EC2, l’ACI 318-14, le Fib Model Code montre que l’ANF donnent de bons résultats. La modélisation des dalles, en utilisant le modèle de béton élasto-plastique avec endommagement d’ABAQUS EXPLICIT, donne les meilleurs résultats en comparaison avec la campagne expérimentale, tant pour la détermination de la charge ultime et de l’effort tranchant maximal que pour le mode de rupture qui est similaire au mode de rupture expérimental. / This thesis, based on experimentation and numerical modeling aims at a better understanding of the behaviour of reinforced concrete slabs equipped with shear reinforcements, by measuring the effect of stirrups on their shear strength. A bibliographical synthesis was first carried out to highlight the parameters acting on the shear stress through the results of previous work and studies such as the characteristic resistance of concrete in compression, the rate of longitudinal and transverse reinforcements, the shear to span ratio the size of the aggregates and the applying of an axial load. The experimental campaign was then carried out on thirty slabs including 9 slabs without shear reinforcement and 21 slabs with stirrups shared in four series, the first designed to study the global and local shear behaviour, the second to analyze the interaction of the stirrups with the longitudinal reinforcement, the third to study the effect of an axial effort on the shear strength and to check whether there is interference from the shear reinforcement on the behaviour of axial effort and the fourth to study the effect of meshing of aggregates by varying the size of their maximum diameter. The results confirm the shear gain through the adding of stirrups and also their interaction with longitudinal reinforcement and axial compression. Also, the stirrups cancel the effect of increasing the diameter of concrete aggregates. The experimental results are compared with the forecasts based on Eurocode 2, the French national Annex, the Fib Model Code 2010 and the ACI 318-14. The results show that overall the French approach ANF (avg = 1.00, std = 0.08) and the fib Model Code 2010 give very close results of experimental values. The EC2 also gives acceptable results with reasonable security margins. Comparison of the analytical results obtained with the EC2, the ACI 318-14, the Fib Model Code shows that both the ANF is successful; The best average of the "experimental shear strength and the numerical shear strength ratio (1.014) was obtained with the ANF (0.03). The modeling of slabs, using the elastoplastic concrete model with damage through ABAQUS EXPLICIT gives results comparable to the experimental results, not only for the determination of the ultimate load and the maximum shear strength but also for the failure mode which is similar to the experimental one.

L'objectif de ce travail de thèse est d'examiner le rôle de la sous-criticité du coeur, en tant que moyen pour améliorer la sûreté des systèmes nucléaires innovants, notamment des réacteurs à sel fondu, dédiés à la production d'énergie et/ou à la transmutation/incinération des déchets nucléaires. La sûreté intrinsèque est considérée comme l'objectif ultime de cette amélioration. Une tentative d'appliquer une approche systématisée pour l'analyse de la contribution de la sous-criticitité au comportement intrinsèque des systèmes hybrides est effectuée. Les résultats de cette étude prouvent que la sous-criticité améliore bien la sûreté des réacteurs nucléaires, et même, dans certaines configurations, permet d'attendre la sûreté intrinsèque. Dans tous les cas, un choix approprié du niveau de sous-criticité rend les transitoires plus lents et monotones. Il est montré que le point faible pour des systèmes hybrides avec une source indépendante de neutrons sont les transitoires thermo-hydrauliques non protégés tandis que pour des hybrides avec des sources couplées ce sont les transitoires de réactivité. Pour surmonter les inconvénients intrinsèques à ces deux types de systèmes hybrides, un nouveau principe de réalisation des systèmes hybrides couplés est proposé (concept DENNY). De plus, des approches, qui permettent de remédier à certains problèmes de sûreté, sont proposées. Une analyse préliminaire du potentiel de sûreté intrinsèque pour un réacteur à sel fondu avec spectre rapide (concept REBUS) est effectuée. Enfin, le potentiel des sources alternatives de neutrons basées sur des réactions thermonucléaires et photo-nucléaires est examiné.

L'expérience Double Chooz a pour but la mesure de l'angle de mélange thêta13 via l'étude des oscillations d'antineutrinos électroniques produits par les réacteurs nucléaires de Chooz, à l'aide de deux détecteur identiques, permettant ainsi de s'affranchir de la plupart des incertitudes systématiques. Le détecteur proche, dont le but est la normalisation du flux émis, sera opérationnel en 2013, alors que le lointain, qui prend des données depuis avril 2011, est quant à lui sensible à thêta13, c'est-à-dire à un déficit et une déformation spectrale des antineutrinos électroniques détectés. Au sein de cette thèse l'expérience Double Chooz est présentée, avec sa source de neutrino, sa méthode de détection, et les signal et bruits de fond attendus. Afin de sélectionner ces évènements, de nombreuses quantités doivent être reconstruites, étalonnées et sauvegardées dans des fichiers de données. Un soin spécial est donc apporté à la présentation de la détermination des retards en temps des canaux d'acquisition, de l'algorithme de reconstruction d'énergie et de vertex CocoReco, du logiciel compilant les outils de reconstruction Common Trunk et du réducteur de données Cheetah. En ce qui concerne l'analyse, toutes les coupures de sélection et leurs résultats sont présentés. En particulier, la coupure de multiplicité, la méthode des multiples fenêtres en temps décalées, le véto lithium, et les études relatives au bruit de fond 9Li sont discutés. Pour 227,93 jours de données du détecteur lointain, 8249 candidats neutrino ont été observés. La prédiction du flux émis utilise la mesure de l'expérience Bugey 4 en corrigeant des différences de composition des coeurs. En l'absence d'oscillation, 8937 évènements étaient attendus. Ce déficit est interprété comme une disparition d'antineutrinos électroniques. Une analyse utilisant cette information et la déformation spectrale des antineutrinos électroniques donne sin^2 (2thêta13) = 0,109 +- 0,030 (stat) +- 0,025 (syst) pour Delta m31^2 = 2,32 10^-3 eV^2. L'hypothèse de non-oscillation est exclue à 2,9 sigmas.

Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l'Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d'une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l'étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la science des matériaux. Elle traite de l'Interaction Combustible-Réfrigérant (ICR, ou FCI en anglais pour Fuel-Coolant Interaction) susceptible d'intervenir lors d'un accident grave de réacteur nucléaire et actuellement à l'étude dans les programme de R&D. Au cours d'un accident de fusion d'un coeur de réacteur, les matériaux fondus peuvent interagir avec le liquide de refroidissement (eau légère), aussi appelé réfrigérant. Cette interaction peut se produire à l'intérieur de la cuve ou, en cas de rupture de celle-ci, à l'extérieur. Ces deux scénarios sont couramment appelés Interaction Combustible-Réfrigérant en- et hors- cuve et se distinguent de par les conditions du réacteur lors de l'accident : pression du système, degré de sous refroidissement de l'eau, etc. L'interaction entre le combustible fondu et le liquide de refroidissement peut évoluer vers une détonation thermique appelée "explosion de vapeur" qui peut endommager le réacteur, voire compromettre l'intégrité du confinement. Des expériences récentes ont montré que la composition du combustible a un effet majeur sur l'apparition et le rendement d'une telle explosion. En particulier, des comportements différents ont été observés entre un matériau simulant, l'alumine, qui explose très facilement, et diverses compositions de corium prototypique (80 m. % UO2, 20% m.% ZrO2). Cet "effet matériau" a suscité un intérêt nouveau pour les analyses post-expériences des débris issus de l'ICR afin de déterminer les mécanismes qui interviennent au cours de ces phénomènes extrêmement rapides. La thèse est organisée en neuf chapitres. Le chapitre 1 constitue une introduction générale et présente le contexte d'un accident grave d'un réacteur nucléaire. Quelques exemples d'accidents graves (Three Miles Island 1979, Tchernobyl 1986 et Fukushima 2011) sont brièvement abordés. Le chapitre 2 résume les aspects théoriques de l'interaction combustible-réfrigérant. Il est divisé en quatre parties correspondant aux quatre étapes généralement rencontrées lors du mécanisme d'ICR i) Prémélange - le combustible fondu, versé dans l'eau, se fragmente en gouttelettes grossières qui s'isolent d'un film de vapeur. ii) Déclenchement - le film de vapeur entourant les gouttes de combustible est déstabilisé, permettant ainsi la fragmentation fine du combustible. iii) Propagation - la fragmentation du combustible se propage à l'ensemble du prémélange, augmentant ainsi la surface de contact entre le combustible fondu et l'eau. Ceci conduit à une production intense de vapeur à grande échelle. iv) Expansion (explosion) - l'énergie thermique transférée du combustible à l'eau est transformée en travail mécanique de la vapeur.[...]

Le travail de cette thèse porte sur le développement de modèles neutroniques innovants pour le couplage avec la thermohydraulique, associant précision et temps de calcul raisonnable. Un des cas d'application principaux étant le réacteur à sel fondu, à spectre neutronique rapide et en cycle thorium MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteur de 4ème génération à combustible liquide circulant, la prise en compte du mouvement des précurseurs de neutrons retardés et des phénomènes associés est nécessaire. Les études de conception de ce type de réacteur ont été le point de départ de ces développements, via le besoin d'une représentation multiphysique adaptée pour l'obtention d'une image globale et la réalisation d'études de transitoire.Dans un premier temps un couplage stationnaire a été développé, associant un modèle neutronique basé sur une approche stochastique, et un code de CFD (Computational Fluid Dynamics) résolvant les équations de Navier Stokes des écoulements turbulents ainsi que le transport des précurseurs de neutrons retardés. Ce modèle neutronique intègre l'effet lié au transport de ces précurseurs par une reconstruction de la gerbe prompte qu'ils génèrent. Cette approche dite par gerbe considère le réacteur critique comme un système sous-critique prompt amplifiant la source de neutrons retardés.Dans un second temps, un modèle neutronique basé sur une version temporelle des matrices de fission (Transient Fission Matrix ou TFM) a été développé afin de réaliser des études de transitoires. Le modèle TFM permet, en un premier calcul des matrices avec un code stochastique (MCNP, SERPENT), de réaliser une caractérisation de l'ensemble de la réponse neutronique spatiale et temporelle du réacteur avec une précision proche de celle du calcul Monte Carlo. Dans un second temps cette information est utilisée pour les calculs de transitoires tout en gardant un temps de calcul réduit. Le modèle TFM, utilisable pour différents types de systèmes, permet également le calcul de paramètres cinétiques effectifs tels que la fraction effective de neutrons retardés ou le temps de génération effectif. Différents cas d'application ont été utilisés afin de vérifier et d'illustrer cette approche sur des calculs temporels ou de paramètres cinétiques.Enfin le modèle TFM a été implémenté dans le code de thermohydraulique OpenFOAM. Ce couplage a été testé sur un benchmark numérique à géométrie simplifiée, puis des calculs sur le MSFR ont été réalisés, pour des transitoires normaux (suivis de charge) ou accidentels (insertions de réactivité, sur-refroidissements). / In this PhD thesis, we describe the development of innovative neutronic models for their coupling with thermalhydraulics such that they combine precision and reasonable computational times. One of the main cases where this method is applied is the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) whose combines a fast neutron spectrum with a thorium cycle. In this fourth generation reactor, the motion of the delayed neutron precursors and the associated phenomena have to be taken into account due to the liquid fuel circulation. The starting point for these developments was the preliminary design of this type of system where a dedicated multi-physical representation was needed to study the reactor performance in steady and transient conditions.As a first step, a stationary coupling was developed. A neutronic model based on a stochastic approach was associated to a CFD (Computational Fluid Dynamics) code to solve the Navier Stokes equations for turbulent flows and the transport of the delayed neutron precursors. The impact of this precursor motion is taken into account by reconstructing the prompt shower that they generate. This approach, called by shower, views the critical reactor as a prompt subcritical reactor that amplifies a source of delayed neutrons.A second step consisted in developing a neutronic model based on a time dependent version of the fission matrices (Transient Fission Matrix or TFM) so as to enable reactor transient studies. With the TFM model, an initial computation of the matrices with a stochastic code (MCNP, SERPENT) allows the characterization of the global spatial and time dependent neutronic response of the reactor with a precision close to that of a Monte Carlo calculation. The information thus obtained is then used to calculate transients, while retaining the advantage of reduced computational time. The TFM model, which can be used for various system concepts, also allows the evaluation of effective kinetic parameters such as the effective fraction of delayed neutrons or the effective generation time. The method was applied to various cases in order to verify it and demonstrate the approach for time dependent or kinetic parameter calculations.Finally, the TFM model was integrated in the OpenFOAM thermalhydraulic code. The coupling was first tested on a simple geometry numerical benchmark. Subsequently, it was applied to the MSFR to calculate normal (load-following) and accidental (reactivity insertion, over-cooling) transients.

Les travaux réalisés pendant cette thèse portent sur l’étude de la sûreté du Molten Salt Fast Reactor (MSFR) et incluent à la fois des méthodes d’analyse de risques et des calculs déterministes de sûreté et de design. Ce travail s’inscrit dans le cadre du projet européen SAMOFAR.Le MSFR est un réacteur régénérateur à spectre neutronique rapide qui fonctionne en cycle thorium dans sa configuration de référence, établie en début du projet SAMOFAR. Il a été sélectionné par le Forum International Génération IV pour son potentiel prometteur. Comme tout réacteur nucléaire de quatrième génération, il doit répondre à différentes contraintes dont une sûreté optimale. Celle-ci doit être étudiée dès le stade de conception afin d’être intégrée au design lors de sa définition plutôt qu’ajoutée a posteriori. En raison de ses spécificités, en particulier l’état liquide du combustible, et du stade préliminaire de son design, l’analyse de sûreté du MSFR nécessite l’utilisation de méthodologies d’analyse de sûreté adaptées et technologiquement neutres. Dans cette thèse, une telle méthodologie a été développée et une première application au MSFR réalisée. Elle a notamment permis d’identifier les évènements initiateurs d’accident de ce réacteur et d’élaborer une liste resserrée d’évènements à traiter dans la suite de l’analyse de sûreté.D’autre part, un nouveau code système a été développé pour les études de sûreté. Il est basé sur la diffusion neutronique, prend en compte le transport des précurseurs de neutrons retardés et la puissance résiduelle du combustible. Il a été utilisé pour simuler les transitoires associés à certains des évènements initiateurs et évaluer leurs conséquences pour définir, par la suite, des systèmes de protection adaptés. Ce travail a confirmé l’importance d’un dispositif spécifique au MSFR, le système de vidange d’urgence, permettant de vidanger le combustible en cas d’accident en cœur. Des études paramétriques ont été menées afin de dimensionner ce système avec pour objectif d'assurer l’évacuation de la chaleur résiduelle du combustible et sa sous-criticité en toutes circonstances.Enfin, une première ébauche de l’architecture de sûreté du réacteur a été proposée incluant l’identification des systèmes de protection et la définition des barrières de confinement. Les études de sûreté ont permis de faire des retours sur le design initialement défini. Ils incluent l’ajout de composants, des propositions de design alternatifs, et soulignent les manques de connaissances sur certains phénomènes ou procédures. L’analyse de sûreté réalisée remplit ainsi son objectif principal : guider le design du réacteur dès sa conception afin d’en améliorer la sûreté. / This PhD thesis focuses on the study of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) safety. It includes risk analysis methods and deterministic computations for the safety and the design of the reactor. This work was performed in the frame of the SAMOFAR European project.The MSFR is an is-breeder reactor with a fast neutron spectrum. In its reference configuration, defined at the beginning of the SAMOFAR project, it works with the thorium fuel cycle. The MSFR was selected by the Generation IV international forum for its promising features. As any fourth-generation reactor, it must fulfill several objectives including an improved safety. Thus, safety studies should be performed from the early design phases to achieve a safety that is built-in the design rather than added-on. Because of the unique characteristics of the MSFR, including a liquid circulating fuel, and its preliminary design phase, the safety assessment of the reactor should rely on adapted and technological neutral methodologies. In this PhD, such a methodology was developed and a first application to the MSFR was carried on. It allowed to identify the initiating events of the reactor and to elaborate a restricted list of events to be studied in the next steps of the safety analysis.Furthermore, a new code system was developed for the safety studies. It is based on neutronic diffusion and takes into account the movement of the delayed neutrons precursors and the production of the residual heat in the fuel. It was used to simulate the transients associated to some of the identified initiating events with the objective to evaluate their consequences and the need for adequate protection systems. This work confirmed the importance of a device that is specific to the MSFR: the emergency draining system (EDS). It allows to drain the fuel in case of accident in the core. Parametric studies were then carried on for the sizing of the EDS with the objective to ensure the evacuation of the residual heat and the sub-criticality of the system under any circumstances.Finally, a first version of the safety architecture was proposed with the identification of the protection systems and the definition of the confinement barriers. Thanks to the safety studies, feedbacks on the initial design were made to enhance the safety the reactor. They include the addition of new components, the modification of some systems and they highlight the lack of knowledge on some phenomena or procedure. In that respect, the safety analysis fulfil its main objective: to influence the design of the reactor since its conception in order to improve its safety.

La sûreté des réacteurs nucléaires constitue une condition primordiale et nécessaire à leur industrialisation. Pour les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, cette sûreté passe par la possibilité de détection d’une fuite d’eau dans le sodium au niveau du générateur de vapeur à des stades très précoces de leur déclenchement. Le présent travail de thèse s’inscrit dans le cadre du développement d’une technique non intrusive pour la détection d’une réaction sodium-eau dans le générateur de vapeur d’un réacteur nucléaire refroidi au sodium. On désire identifier le bruit vibratoire de cette réaction à partir de mesures d’accélération sur la virole externe du générateur. Cependant, les vibrations dues à la fuite peuvent être noyées dans le bruit généré par l’écoulement du sodium ou par d’autres sources d’excitation. Afin d’augmenter, le rapport signal à bruit, on s’intéresse à l’apport d’un filtrage spatial par formation de voies pour ce type de système. Ce dernier se caractérise notamment par la présence d’un couplage structure-fluide lourd (c.-à-d. virole-sodium) et des modes vibroacoustiques qui apparaissent aux mêmes fréquences d’intérêt pour la détection de la fuite. Pour réaliser cette étude, nous considérons une maquette expérimentale composée d’une conduite cylindrique reliée à un circuit hydraulique par deux brides très rigides. La source à identifier est simulée par un hydrophone de taille réduite en mode émetteur positionné à l’intérieur de la conduite par un dispositif mécanique dédié à cet effet. Le bruit perturbateur est induit par l’écoulement de l’eau, supposé turbulent à partir d’un certain débit. L’antenne est composée de vingt-cinq accéléromètres placés sur la conduite d’essai. L’objectif consiste à traiter simultanément les signaux accéléromètriques pour faire ressortir le signal de la fuite tout en rejetant le bruit dû à l’écoulement. Deux types de traitement par formation de voies sont considérés : la formation de voies conventionnelle (dites de Bartlett) et une formation de voies optimisée qui vise à maximiser le rapport signal à bruit de la fuite. / The safety of nuclear reactors represents a necessary and vital condition for the exploitation of nuclear plants with liquid-cooled cores. This safety passes by the ability to detect and anticipate the earliest stages of a water leak into sodium within the heat generator. The study detailed in this manuscript has been initiated in a framework aiming to develop nonintrusive detection techniques for sodium water chemical reactions. Its main goal is to uncover the signal of a water leak into sodium, based on the measurements of the vibratory field recorded by the means of accelerometers externally mounted on the heat generator shell. However, such a spectrum is masked by the plant general background noise, especially that generated by heavy fluid flow (i.e. sodium flow) during actual operating times of the power plant. In order to increase the signal-to-noise ratio of the leak, beamforming technique for the acceleration measurements of the mechanical system is considered. The aforementioned system is characterized by a strong non-linear coupling between the the heat generator’s cylindrical shell and the heavy fluid in motion. In particular, fluid motion and the acoustic emission of the leak seem to excite some eigen modes of the cylinder, at these same frequencies where the acoustic signature of the leak is at its highest amplitude. For the purpose of our study, a cylindrical mock-up connected by some very rigid links to a hydraulic circuit is considered. A hydrophone emission excites the mock-up from within and is being accounted for the acoustic leak. Water flows inside the cylinder at turbulent Reynolds number. An array of twenty-five accelerometers is mounted on the mock-up shell using ceramic insulators. The main goal is to combine the twenty-five signals in such a way that allows the increase of the SNR for the acoustic source while rejecting water flow noise. Two beamforming techniques are applied and compared: classical Bartlett beamforming as well as optimized beamforming for SNR maximization (Max SN