Dans le cadre des études de neutronique menées pour réacteurs de GEN-IV, les nouveaux outils de calcul des cœurs de réacteur sont implémentés dans l’ensemble du code APOLLO3® pour la partie déterministe. Ces méthodes de calculs s’appuient sur des données nucléaires discrétisée en énergie (appelées multi-groupes et généralement produites par des codes déterministes eux aussi) et doivent être validées et qualifiées par rapport à des calculs basés sur la méthode de référence Monte-Carlo. L’objectif de cette thèse est de mettre au point une technique alternative de production des propriétés nucléaires multi-groupes par un code de Monte-Carlo (TRIPOLI-4®). Dans un premier temps, après avoir réalisé des tests sur les fonctionnalités existantes de l’homogénéisation et de la condensation avec des précisions meilleures accessibles aujourd’hui, des incohérences sont mises en évidence. De nouveaux estimateurs de paramètres multi-groupes ont été développés et validés pour le code TRIPOLI-4®à l’aide de ce code lui-même, puisqu’il dispose de la possibilité d’utiliser ses propres productions de données multi-groupes dans un calcul de cœur. Ensuite, la prise en compte de l’anisotropie de la diffusion nécessaire pour un bon traitement de l’anisotropie introduite par des fuites des neutrons a été étudiée. Une technique de correction de la diagonale de la matrice de la section efficace de transfert par diffusion à l’ordre P1 (nommée technique IGSC et basée sur une évaluation du courant des neutrons par une technique introduite par Todorova) est développée. Une amélioration de la technique IGSC dans la situation où les propriétés matérielles du réacteur changent drastiquement en espace est apportée. La solution est basée sur l’utilisation d’un nouveau courant qui est projeté sur l’axe X et plus représentatif dans la nouvelle situation que celui utilisant les approximations de Todorova, mais valable seulement en géométrie 1D. A la fin, un modèle de fuite B1 homogène est implémenté dans le code TRIPOLI-4® afin de produire des sections efficaces multi-groupes avec un spectre critique calculé avec l’approximation du mode fondamental. Ce modèle de fuite est analysé et validé rigoureusement en comparant avec les autres codes : Serpent et ECCO ; ainsi qu’avec un cas analytique.L’ensemble de ces développements dans TRIPOLI-4® permet de produire des sections efficaces multi-groupes qui peuvent être utilisées dans le code de calcul de cœur SNATCH de la plateforme PARIS. Ce dernier utilise la théorie du transport qui est indispensable pour la nouvelle filière à neutrons rapides. Les principales conclusions sont : -Le code de réseau en Monte-Carlo est une voie intéressante (surtout pour éviter les difficultés de l’autoprotection, de l’anisotropie limitée à un certain ordre du développement en polynômes de Legendre, du traitement des géométries exactes 3D), pour valider les codes déterministes comme ECCO ou APOLLO3® ou pour produire des données pour les codes déterministes ou Monte-Carlo multi-groupes.-Les résultats obtenus pour le moment avec les données produites par TRIPOLI-4® sont comparables mais n’ont pas encore vraiment montré d’avantage par rapport à ceux obtenus avec des données issues de codes déterministes tel qu’ECCO. / In the framework of the Generation IV reactors neutronic research, new core calculation tools are implemented in the code system APOLLO3® for the deterministic part. These calculation methods are based on the discretization concept of nuclear energy data (named multi-group and are generally produced by deterministic codes) and should be validated and qualified with respect to some Monte-Carlo reference calculations. This thesis aims to develop an alternative technique of producing multi-group nuclear properties by a Monte-Carlo code (TRIPOLI-4®).At first, after having tested the existing homogenization and condensation functionalities with better precision obtained nowadays, some inconsistencies are revealed. Several new multi-group parameters estimators are developed and validated for TRIPOLI-4® code with the aid of itself, since it has the possibility to use the multi-group constants in a core calculation.Secondly, the scattering anisotropy effect which is necessary for handling neutron leakage case is studied. A correction technique concerning the diagonal line of the first order moment of the scattering matrix is proposed. This is named the IGSC technique and is based on the usage of an approximate current which is introduced by Todorova. An improvement of this IGSC technique is then presented for the geometries which hold an important heterogeneity property. This improvement uses a more accurate current quantity which is the projection on the abscissa X. The later current can represent the real situation better but is limited to 1D geometries.Finally, a B1 leakage model is implemented in the TRIPOLI-4® code for generating multi-group cross sections with a fundamental mode based critical spectrum. This leakage model is analyzed and validated rigorously by the comparison with other codes: Serpent and ECCO, as well as an analytical case.The whole development work introduced in TRIPLI-4® code allows producing multi-group constants which can then be used in the core calculation solver SNATCH in the PARIS code platform. The latter uses the transport theory which is indispensable for the new generation fast reactors analysis. The principal conclusions are as follows:-The Monte-Carlo assembly calculation code is an interesting way (in the sense of avoiding the difficulties in the self-shielding calculation, the limited order development of anisotropy parameters, the exact 3D geometries) to validate the deterministic codes like ECCO or APOLLO3® and to produce the multi-group constants for deterministic or Monte-Carlo multi-group calculation codes. -The results obtained for the moment with the multi-group constants calculated by TRIPOLI-4 code are comparable with those produced from ECCO, but did not show remarkable advantages.

Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID étudié en France au CEA, ces innovations portent sur le design géométrique du coeur et notamment l’intégration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie supérieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs hétérogènes sont caractérisés par des vidanges en sodium proches de zéro résultant de fortes compensations entre les différentes zones du coeur. L’évaluation des grandeurs neutroniques d’intérêt nécessitent alors des outils de calculs robustes dans le but de traiter rigoureusement le transport des neutrons, et notamment au niveau des interfaces entre milieux. Le premier travail de thèse a donc consisté à améliorer la méthodologie existante permettant d’évaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’intérêt. Ces améliorations ont consisté à développer une méthode d’analyse spécifique basée sur la théorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de réduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’intérêt par rapport à des méthodes de référence (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus précises, et notamment des coefficients locaux de contre-réactions utilisés pour les analyses de transitoires non-protégés caractérisant le niveau « naturel » de « sûreté » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances et la sûreté du coeur en termes de marges à prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maîtriser et de les réduire afin de conserver les gains envisagés par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les données nucléaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnée), les données technologiques (données de fabrication et notamment la géométrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’évolution du bilan matière dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schémas de calculs (et de la modélisation) et des méthodes utilisées. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradié et la thermique du combustible sont elles-mêmes fortement affectées par celles sur les données nucléaires. La propagation des incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de corrélation. Cette complexité est en outre accrue si l’on souhaite évaluer la corrélation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associées. Le deuxième objectif de la thèse a donc consisté à mettre en place une méthodologie permettant de propager les incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques. Cette méthodologie se base sur l’évaluation de coefficients locaux de sensibilités permettant de déterminer les corrélations entre les différents paramètres neutroniques. (...) / Fast reactors (FR) can give value to the plutonium produced by the existing light water reactors and allow the transmutation of a significant part of the final nuclear waste. These features offer industrial prospects for this technology and new projects are currently studied in the world such as ASTRID prototype in France. Future FRs will have also to satisfy new requirements in terms of competitiveness, safety and reliability. In this context, the new core concept envisaged for ASTRID incorporate innovative features that improve the safety of the reactor in case of accident. The proposed design achieves a sodium voiding effect close to zero: it includes a fertile plate in the middle of the core and a sodium plenum in the upper part in order to increase the neutron leakage in case of sodium voiding. This heterogeneous design represents a challenge for the calculation tools and methods used so far to evaluate the neutronic parameters in traditional homogeneous cores. These methods have been improved over the thesis to rigorously treat the neutron streaming, especially at the mediums interfaces. These enhancements have consisted in the development of a specific analysis methodology based on perturbation theory and using a modern three dimensional Sn transport solver. This work has allowed on the one hand, to reduce the bias on static neutronic parameters in comparison with Monte Carlo methods, and, on the other hand, to obtain more accurate spatial distributions of neutronic effects including the reactivity feedback coefficients used for transient analysis. The analysis of the core behavior during transients has also allowed estimating the impact of reactivity feedback coefficients assessment improvements. In conjunction with this work, innovative methods based on the evaluation of local sensitivities coefficients have been proposed to assess the uncertainties associated to local reactivity effects. These uncertainties include the correlations between the different local parameters. The propagation during transients with these methods has allowed an estimation of temperature distributions achieved in the core and also to determine the available safety margins before sodium boiling.

Investigation of RNA and DNA function often requires sequence-specific incorporation of various reporter and affinity probes. This can be achieved using AdoMet-dependent methyltransferases (MTases) as they can be active with synthetic AdoMet analogues equipped with transferable chains larger than the methyl group. These chains usually carry reactive groups that can be further chemically appended with required reporters. For this, azide-alkyne 1,3-cycloaddition (AAC), also called “click”, reaction is particularly attractive. This work shows that the HhaI cytosine-5 DNA MTase (variant Q82A/Y254S/N204A) catalyzes efficient sequence-specific transfer of hex-2-ynyl side chains containing terminal alkyne or azide groups from synthetic cofactor analogues to DNA. Both the enzymatic transfer and subsequent “click” coupling of a fluorophore can be performed even in cell lysates. For RNA labeling, the activity of an archaeal RNA 2‘-O-MTase C/D ribonucleoprotein complex (RNP) with synthetic cofactors was investigated. It was shown that synthetically reprogrammed guide RNA sequences can be used to direct the C/D RNP-dependent transfer of a prop-2-ynyl group to predetermined nucleotides in substrate RNAs. Followed by AAC this can be used for programmable sequence-specific labeling of a variety of RNA substrates in vitro. These new possibilities for specific labeling of nucleic acids can be adopted in biochemistry, biomedical, nanotechnology, etc. research. / Tiriant DNR ir RNR, neretai svarbu prijungti įvairius reporterinius ar giminingumo žymenis griežtai apibrėžtose (sekos) vietose – t.y. specifiškai. Tam galima pasitelkti fermentus metiltransferazes (MTazes). Natūraliai jos naudoja kofaktorių AdoMet, tačiau gali būti aktyvios ir su sintetiniais jo analogais, turinčiais ilgesnes nei metil- pernešamas grandines. Jei šios grandinės turi galines funkcines grupes, prie jų vėliau cheminių reakcijų pagalba galima prijungti norimus žymenis. Tam itin patogi azidų-alkinų cikloprijungimo (AAC), dar vadinama „click“, reakcija. Šiame darbe parodyta, kad DNR citozino-5 MTazė HhaI (variantas Q82A/Y254S/N204A) efektyviai katalizuoja sekai specifinę heks-2-inil- grandinių, turinčių galines alkinil- arba azido- grupes, pernašą nuo sintetinių kofaktorių ant DNR. Naudojant šią MTazės-kofaktorių sistemą bei AAC, visą specifinio DNR žymėjimo procesą galima atlikti netgi ląstelių lizate. RNR žymėjimui ištirtas archėjų RNR 2‘-O-MTazės C/D ribonukleoproteininio komplekso aktyvumas su sintetiniais kofaktoriais. Parodyta galimybė sintetiškai keičiant kreipiančiąją RNR, prop-2-inilgrupės pernašą nukreipti į norimas įvairių substratinių RNR sekos vietas ir po to AAC reakcijos pagalba prijungti fluoroforą. Taigi, sukurtas naujas molekulinis įrankis, leidžiantis be suvaržymų pasirinkti norimą pažymėti RNR seką. Šios naujos specifinio nukleorūgščių žymėjimo galimybės gali būti pritaikytos biochemijos, biomedicinos, nanotechnologijų ir kitose tyrimų srityse... [toliau žr. visą tekstą]

Tiriant DNR ir RNR, neretai svarbu prijungti įvairius reporterinius ar giminingumo žymenis griežtai apibrėžtose (sekos) vietose – t.y. specifiškai. Tam galima pasitelkti fermentus metiltransferazes (MTazes). Natūraliai jos naudoja kofaktorių AdoMet, tačiau gali būti aktyvios ir su sintetiniais jo analogais, turinčiais ilgesnes nei metil- pernešamas grandines. Jei šios grandinės turi galines funkcines grupes, prie jų vėliau cheminių reakcijų pagalba galima prijungti norimus žymenis. Tam itin patogi azidų-alkinų cikloprijungimo (AAC), dar vadinama „click“, reakcija. Šiame darbe parodyta, kad DNR citozino-5 MTazė HhaI (variantas Q82A/Y254S/N204A) efektyviai katalizuoja sekai specifinę heks-2-inil- grandinių, turinčių galines alkinil- arba azido- grupes, pernašą nuo sintetinių kofaktorių ant DNR. Naudojant šią MTazės-kofaktorių sistemą bei AAC, visą specifinio DNR žymėjimo procesą galima atlikti netgi ląstelių lizate. RNR žymėjimui ištirtas archėjų RNR 2‘-O-MTazės C/D ribonukleoproteininio komplekso aktyvumas su sintetiniais kofaktoriais. Parodyta galimybė sintetiškai keičiant kreipiančiąją RNR, prop-2-inilgrupės pernašą nukreipti į norimas įvairių substratinių RNR sekos vietas ir po to AAC reakcijos pagalba prijungti fluoroforą. Taigi, sukurtas naujas molekulinis įrankis, leidžiantis be suvaržymų pasirinkti norimą pažymėti RNR seką. Šios naujos specifinio nukleorūgščių žymėjimo galimybės gali būti pritaikytos biochemijos, biomedicinos, nanotechnologijų ir kitose tyrimų srityse... [toliau žr. visą tekstą] / Investigation of RNA and DNA function often requires sequence-specific incorporation of various reporter and affinity probes. This can be achieved using AdoMet-dependent methyltransferases (MTases) as they can be active with synthetic AdoMet analogues equipped with transferable chains larger than the methyl group. These chains usually carry reactive groups that can be further chemically appended with required reporters. For this, azide-alkyne 1,3-cycloaddition (AAC), also called “click”, reaction is particularly attractive. This work shows that the HhaI cytosine-5 DNA MTase (variant Q82A/Y254S/N204A) catalyzes efficient sequence-specific transfer of hex-2-ynyl side chains containing terminal alkyne or azide groups from synthetic cofactor analogues to DNA. Both the enzymatic transfer and subsequent “click” coupling of a fluorophore can be performed even in cell lysates. For RNA labeling, the activity of an archaeal RNA 2‘-O-MTase C/D ribonucleoprotein complex (RNP) with synthetic cofactors was investigated. It was shown that synthetically reprogrammed guide RNA sequences can be used to direct the C/D RNP-dependent transfer of a prop-2-ynyl group to predetermined nucleotides in substrate RNAs. Followed by AAC this can be used for programmable sequence-specific labeling of a variety of RNA substrates in vitro. These new possibilities for specific labeling of nucleic acids can be adopted in biochemistry, biomedical, nanotechnology, etc. research.

Cette étude s'inscrit dans le cadre du développement d'outils de simulation de latélémétrie qui est une technique possible pour la surveillance et le contrôle périodique desréacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis par du sodium liquide (RNR-Na).De manière générale, la télémétrie consiste à positionner au sein du réacteur untransducteur qui génère un faisceau ultrasonore. Ce faisceau se propage à travers un milieuinhomogène et aléatoire car le sodium liquide est le siège de fluctuations de température quiimpliquent une variation de la célérité des ondes ultrasonores, ce qui modifie la propagationdu faisceau. Ce dernier interagit ensuite avec une structure immergée dans le réacteur. Lamesure du temps de vol de l'écho reçu par le même transducteur permet de déterminer laposition précise de la structure. La simulation complète de la télémétrie nécessite donc lamodélisation à la fois de la propagation d'une onde acoustique en milieu inhomogènealéatoire et de l'interaction de cette onde avec des cibles de formes variées ; c'est l'objectif dece travail.Un modèle stochastique basé sur un algorithme de type Monte-Carlo est tout d'aborddéveloppé afin de simuler les perturbations aléatoires du champ de propagation. Le champacoustique en milieu inhomogène est finalement modélisé à partir du champ calculé dans unmilieu homogène moyen en modifiant les temps de parcours des rayons homogènes parincorporation d'une correction fournie par le modèle stochastique. Le modèle stochastiquede propagation ainsi développé a été validé par comparaison avec un modèle déterministe ets'avère nettement plus simple à mettre en oeuvre au sein de la plateforme logicielle desimulation en contrôle non destructif CIVA et moins couteux en temps de calcul que lemodèle déterministe.En vue de modéliser l'interaction onde acoustique/cible, des modèles classiques dediffraction ont été évalués dans le cadre de structures rigides, parmi lesquels la théoriegéométrique de la diffraction (GTD) et l'approximation de Kirchhoff (KA), ces deuxapproches apparaissant comme complémentaires. En les combinant de sorte à ne conserverque leurs avantages, nous avons développé un modèle hybride (KA raffiné) en utilisant uneprocédure similaire à la théorie physique de la diffraction (PTD). Le modèle KA raffinéfournit une amélioration de la prédiction en champ proche d'une cible rigide. Le modèle dediffraction KA initial (non raffiné) a été ensuite étendu pour traiter une cible réalisted'impédance finie. Le modèle KA " général " ainsi obtenu se révèle être une solutionsatisfaisante pour l'application à la télémétrie. Finalement, le couplage du modèlestochastique de propagation et du modèle de diffraction KA général nous a permis deconstruire un outil de simulation complète de la télémétrie en milieu inhomogène.

Crime is a social problem and leads to many negative consequences, and it is therefore of interest to analyze how officials in The Prison and Probation Service implement the principles risk, need and responsivity, (RNR-model) in crime prevention measures to reduce the risk among incarcerated prisoners to relapse into crime based on the informants’ perceptions. Furthermore, differences in the official’s autonomy regarding the implementation of crime prevention measures will be analyzed based on the RNR-model and what consequences these differences have according to the officials. The RNR-model is an innovation that has been spread in The Prison and Probation service and will be analyzed by Rogers (2003) Diffusion of innovation theory. The officials' autonomy to implement the RNR-model will be analyzed by Lipsky's (1990) theory of street-level bureaucracy. In this case study, I have conducted eight individual semi-structured interviews and the sample consists of officials who have many years of experience working with treatment in The Prison and Probation Service. The results show that the informants take a similar approach to the RNR-model and that the RNR-model pervades the entire crime prevention measures. The conclusion is that the prevention measures consist of treatment programs combined with work management, adult education, and other structured activities and that these parts are interconnected. The crime prevention measures are characterized by helping the prisoners develop necessary skills to be able to get out of crime and get the best possible conditions to reduce the risk of relapsing into crime. The results also show that there are differences between the officials' autonomy regarding the implementation of the RNR-model in the crime prevention measures and that the officials' do not act from a common approach. The officials have, based on their autonomy, the opportunity to create their own interpretations of the RNR-model that can affect the outcome of the work, which can mean that the prisoners are treated differently depending on how the officials have chosen to implement the RNR-model. The conclusion is that the RNR-model contributed to clear structures and guidelines, but that there is a certain problem with implementing the receptivity principle in a similar way because of the officials' having difficulty understanding the meaning of the principle.

Contrairement à ses prédécesseurs (Phénix, Super-Phénix, EFR…), le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) de IVième génération doit justifier un niveau de sûreté élevé tout en étant à la fois viable économiquement et non-proliférant. Profitant d’un large retour d’expérience, les combustibles de type Oxyde (U,Pu)O2 représentent actuellement la solution de référence en France. Cependant, les combustibles de type carbure (U,Pu)C sont considérés comme une option innovante pour apporter à la conception d’un RNR-Na des degrés d’optimisation supplémentaires. L’objectif de cette thèse était donc de mettre en avant les potentialités du combustible carbure en concevant un cœur de RNR-Na à la fois attractif d’un point de vue économique et au comportement naturel en transitoire incidentel. Pour un parc de réacteurs français, on s’intéressera plus particulièrement à des cœurs iso-générateurs de forte puissance électrique (1500 MWe).Cet objectif a requis la mise en place d’une approche pluridisciplinaire prenant en compte les contraintes de thermomécanique combustible et de thermo-hydraulique en transitoire incidentel dès les premières étapes de la conception. Des modèles simplifiés basés sur les contre-réactions globales K, G et H ont été développés pour estimer le comportement d’un projet de cœur en transitoire de type insertion de réactivité, perte de débit primaire et/ou secondaire. L’avantage de cette nouvelle approche est surtout d’apporter au concepteur des outils complémentaires l’aidant à avoir une vision globale des problématiques de conception, mettant ainsi en avant les innovations ou les paramètres à optimiser pour améliorer les performances d’un cœur de RNR-Na.Cette approche a été appliquée à la conception de cœurs à combustibles carbure avec des performances très intéressantes. Un cœur de forte puissance électrique est proposé : il est isogénérateur de faible volume, avec un inventaire fissile initial réduit et un comportement naturel en transitoire incidentel très satisfaisant. Cependant, le taux de combustion d’une aiguille carbure dans un tel cœur semble limité à 100 MWj/kg à cause du gonflement important du carbure et de sa faible capacité à fluer, ce qui conduit rapidement à l’Interaction Mécanique Pastille-Gaine. Une aiguille fonctionnant à forte puissance linéique nécessite à la fois un jeu pastille-gaine épais et un joint sodium pour retarder l’IMPG, mais aussi un acier de gainage capable d’accommoder l’interaction par son fluage.Les performances en irradiation d’un combustible carbure pour un cœur industriel semblent donc très inférieures à celles obtenues expérimentalement dans le FBTR, où des aiguilles ont atteint un taux de combustion maximal de 155 MWj/kg. Cette différence a été étudiée et en partie expliquée, notamment par la fluence beaucoup plus faible obtenue dans un réacteur expérimental, retardant le critère de gonflement volumique. Deux voies d’exploration ont été mises en évidence pour augmenter les performances du carbure tel qu’utilisé dans un réacteur industriel. La première utilise un jeu pastille-gaine avec une technologie de type « buffer » pour retarder l’IMPG. La seconde est un cœur de faible fluence utilisant un enrichissement accru en plutonium. Les résultats préliminaires obtenus montrent que des taux de combustion supérieurs à 100 MWj/kg devraient être atteignables.Pour conclure, l’approche de conception pluridisciplinaire mise en place au cours de cette thèse s’est révélée efficace pour mettre en avant les avantages du combustible de type carbure. Celle-ci a permis de concevoir une image de cœur de RNR-Na attractive d’un point de vue économique, avec un comportement pardonnant en transitoire accidentel et capable d’atteindre un taux de combustion élevé. / Compared with earlier plant designs (Phénix, Super-Phénix, EFR), GEN IV Sodium-cooled Fast Reactor requires improved economics while meeting safety and non-proliferation criteria. Mixed Oxide (U-Pu)O2 fuels are considered as the reference fuels due to their important and satisfactory feedback experience. However, innovative carbide (U-Pu)C fuels can be considered as serious competitors for a prospective SFR fleet since carbide-fueled SFRs can offer another type of optimization which might overtake on some aspects the oxide fuel technology. The goal of this thesis is to reveal the potentials of carbide by designing an optimum carbide-fueled SFR with competitive features and a naturally safe behavior during transients. For a French nuclear fleet, a 1500 MW(e) break-even core is considered.To do so, a multi-physic approach was developed taking into account neutronics, fuel thermo-mechanics and thermal-hydraulic at a pre-design stage. Simplified modeling with the calculation of global neutronic feedback coefficients and a quasi-static evaluation was developed to estimate the behavior of a core during overpower transients, loss of flow and/or loss of heat removal transients. The breakthrough of this approach is to provide the designer with an overall view of the iterative process, emphasizing the well-suited innovations and the most efficient directions that can improve the SFR design project.This methodology was used to design a core that benefits from the favorable features of carbide fuels. The core developed is a large carbide-fueled SFR with high power density, low fissile inventory, break-even capability and forgiving behaviors during the unscrammed transients studied that should prevent using expensive mitigate systems. However, the core-peak burnup is unlikely to significantly exceed 100 MWd/kg because of the large swelling of the carbide fuel leading to quick pellet-clad mechanical interaction and the low creep capacity of carbide. Moderate linear power fuel pins require both a large initial sodium-bonded gap, delaying the fuel clad mechanical interaction, and a clad able to accommodate it by its high irradiation creep capacity.Irradiated carbide fuel performances predicted for an industrial SFR design are lower than the one obtained in the FBTR reactor irradiations, where 155 MWd/kg was obtained. This difference was studied and partly explained by the lower flux of experimental reactor delaying the embrittlement criterion. Innovative designs are now being considered to enhance the carbide-fueled pins burnup performance of industrial cores. The first innovative design uses a buffer technology to induce a delay in getting to the fuel clad mechanical interaction. The second innovative design is a core using high plutonium content so as to optimize the fluence over burnup ratio. Preliminary results show that a burnup higher than 100 MWd/kg can be reached.As a conclusion, this global approach has proven to be efficient in revealing the benefits gained using carbide fuel in a SFR. An optimum SFR core was designed exhibiting economic competitiveness while having inherent behavior during transient and reaching high burnup performance.

Trypanosoma brucei causes African sleeping sickness in humans and Nagana in cattle. There are no vaccines available against the disease and the current treatment is also not satisfactory because of inefficacy and numerous side effects of the used drugs. T. brucei lacks de novo synthesis of purine nucleosides; hence it depends on the host to make its purine nucleotides. T. brucei has a high affinity adenosine kinase (TbAK), which phosphorylates adenosine, deoxyadenosine (dAdo), inosine and their analogs. RNAi experiments confirmed that TbAK is responsible for the salvage of dAdo and the toxicity of its substrate analogs. Cell growth assays with the dAdo analogs, Ara-A and F-Ara-A, suggested that TbAK could be exploited for drug development against the disease. It has previously been shown that when T. brucei cells were cultivated in the presence of 1 mM deoxyadenosine (dAdo), they showed accumulation of dATP and depletion of ATP nucleotides. The altered nucleotide levels were toxic to the trypanosomes. However the salvage of dAdo in trypanosomes was dramatically reduced below 0.5 mM dAdo. Radiolabeled dAdo experiments showed that it (especially at low concentrations) is cleaved to adenine and converted to ATP. The recombinant methylthioadenosine phosphorylase (TbMTAP) cleaved methylthioadenosine, dAdo and adenosine into adenine and sugar-1-P in a phosphate-dependent manner. The trypanosomes became more sensitive to dAdo when TbMTAP was down-regulated in RNAi experiments. The RNAi experiments confirmed that trypanosomes avoid dATP accumulation by cleaving dAdo. The TbMTAP cleavage-resistant nucleoside analogs, FANA-A and Ara-A, successfully cured T. brucei-infected mice. The DNA building block dTTP can be synthesized either via thymidylate synthase in the de novo pathway or via thymidine kinase (TK) by salvage synthesis. We found that T. brucei and three other parasites contain a tandem TK where the gene sequence was repeated twice or four times in a single open reading frame. The recombinant T. brucei TK, which belongs to the TK1 family, showed broad substrate specificity. The enzyme phosphorylated the pyrimidine nucleosides thymidine and deoxyuridine, as well as the purine nucleosides deoxyinosine and deoxyguanosine. When the repeated sequences of the tandem TbTK were expressed individually as domains, only domain 2 was active. However, the protein could not dimerize and had a 5-fold reduced affinity to its pyrimidine substrates but a similar turnover number as the full-length enzyme. The expressed domain 1 was inactive and sequence analysis revealed that some active residues, which are needed for substrate binding and catalysis, are absent. Generally, the TK1 family enzymes form dimers or tetramers and the quaternary structure is linked to the affinity for the substrates. The covalently linked inactive domain-1 helps domain-2 to form a pseudodimer for the efficient binding of substrates. In addition, we discovered a repetition of an 89-bp sequence in both domain 1 and domain 2, which suggests a genetic exchange between the two domains. T. brucei is very dependent on de novo synthesis via ribonucleotide reductase (RNR) for the production of dNTPs. Even though T. brucei RNR belongs to the class Ia RNR family and contains an ATP-binding cone, it lacks inhibition by dATP. The mechanism behind the RNR activation by ATP and inactivation by dATP was a puzzle for a long time in the ~50 years of RNR research. We carried out oligomerization studies on mouse and E. coli RNRs, which belongs to the same family as T. brucei, to get an understanding of the molecular mechanism behind overall activity regulation. We found that the oligomerization status of RNRs and overall activity mechanism are interlinked with each other. / Targeting the nucleotide metabolism of the mammalian pathogen Trypanosoma brucei.

Les cœurs de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na ) sont constitués d’assemblages combustibles disposés selon un réseau hexagonal régulier, compact en régime de fonctionnement nominal.Sous l’effet de l’irradiation et de la température, les assemblages sont amenés à se déformer axialement et radialement.Les objectifs de cette thèse sont la compréhension des phénomènes neutroniques intervenant lors d’une telle déformation du cœur, l’impact sur la conception ainsi que la mise au point de schémas de calcul neutroniques déterministes innovants aptes à en évaluer l’amplitude.La première partie de ces travaux est dédiée au développement d’une modélisation analytique des causes de variations de réactivité lors de la déformation du cœur. Cette analyse a permis d’identifier à la fois les causes de ces variations de réactivité et l’impact du déplacement des assemblages en fonction de leurs directions et de leurs positions dans le cœur.Un premier schéma neutronique basé sur la méthode de projection de maillage a été conçu et développé à l’aide des codes ERANOS (BISTRO, H3D et VARIANT) et du solveur SNATCH Le deuxième schéma conçu se base sur la transformation géométrique du maillage de calcul : le maillage est modifié en fonction du champ des déformations des assemblages. Cette fonctionnalité a été implémentée pour le solveur SNATCH, initialement prévu pour la résolution de l’équation de Boltzmann pour de mailles régulières.Enfin un modèle itératif basé sur la méthode de projection de maillage a été mis en place afin de déterminer les champs de déformations les plus réactifs en fonction de l’énergie mécanique fournie au cœur dans sa configuration nominale. / The fuel assemblies of SFR cores (sodium fast reactors) are normally arranged in hexagonal regular lattices, whose compactness is ensured in nominal operating conditions by thermal expansion of assemblies pads disposed on the six assembly wrapper faces.During the reactor operations, thermal expansion phenomena and irradiation creep phenomena occur and they cause the fuel assemblies to bow and to deform both radially and axially.The main goal of this PhD is the understanding of the neutronic aspects and phenomena occurring in case of core and lattice deformations, as much as the design and implementation of deterministic neutronic calculation schemes and methods in order to evaluate the consequences for the core design activities and the safety analysis.The first part of this work is focused on the development of an analytical model with the purpose to identify the neutronic phenomena that are the main contributors to the reactivity changes induced by lattice and core deformations.A first scheme based on the spatial mesh projection method has been conceived and implemented for the ERANOS codes (BISTRO, H3D and VARIANT) and to the SNATCH solver.The second calculation scheme propose is based on mesh deformation: the computing mesh is deformed as a function of the assembly displacement field. This methodology has been implemented for the solver SNATCH, which normally allows the Boltzmann equation to be solved for a regular mesh. Finally, an iterative method has been developed in order to fulfill an a-priori estimation of the maximal reactivity insertion as a function of the postulated mechanical energy provided to the core, as much as the deformation causing it.

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