En cas accident grave dans un réacteur à eau pressurisée (REP), des Produits de Fission sont susceptibles d’être rejetés dans l’enceinte de confinement. Le manque de données expérimentales validées sur la chimie de l’iode dans ce type de conditions constitue un frein au développement de codes de calculs prédictifs. Pour remédier à ces lacunes, un réacteur expérimental de type brûleur à flamme plate a été développé afin d’établir une base de données expérimentales caractéristiques du système {I,O,H} via l’étude de flammes H2/H2O/O2/Ar enrichies en iode (HI). Les profils d’évolution de la température et d’espèces chimiques (HI, H2O, OH) présentes dans le milieu réactionnel ont été mesurés par différentes méthodes analytiques appropriées (IRTF, FIL, absorption laser). Des essais complémentaires ont été réalisés sur un réacteur à écoulement permettant l’injection d’iode moléculaire dans un flux d’hydrogène ou de vapeur d’eau dans des conditions de température représentatives. Les espèces iodées gazeuses formées ont été quantifiées par ICP-MS et par spectrométrie UV-Visible. La base de données expérimentale établie a servi de base pour le développement d’un mécanisme cinétique détaillé capable de rendre compte de la chimie de l’iode dans des conditions représentatives d’une situation accidentelle. La modélisation cinétique a été réalisée à l’aide du code PREMIX pour les essais en condition de flamme et avec le code SOPHAEROS pour les essais sur réacteur. La comparaison expérience-modélisation a permis de valider le mécanisme et une analyse des voies réactionnelles a également permis de mettre en évidence les réactions prépondérantes impliquées dans la chimie de l’iode. / To assess kinetics aspects of iodine chemistry in an environment of a severe accident in a Pressurized Water Reactor (PWR), at the laboratory scale, an experimental reactor named “flat flame burner” has been implemented. Low pressure flames of H2/O2/Ar premixed gas seeded with known amounts of iodhydric acid and steam were studied. The quantification of chemical species (HI, H2O, OH) in such environment was obtained by specific analytical techniques (Fourier Transform InfraRed absorption spectrometry, FTIR and Laser Induced Fluorescence, LIF), the evolution of the temperature was determined by LIF and by thermocouple measurements. Further assays were performed in a flow reactor in which gaseous molecular iodine was injected and transported in a stream or hydrogen flow and a strong temperature gradient, representative of the primary circuit in the case of a severe accident. The resulting gaseous species (I2 and HI) were quantified by ICP-MS and UV-Visible spectrometry. This experimental database has been used as a support to develop a detailed kinetic mechanism for the {I, O, H} system. It is composed of 37 reversible reactions involving 5 iodinated species. The thermokinetic parameter database has been actualized by using theoretical chemistry tools and also completed with data found in the literature. Modelling was performed by using the PREMIX code for flame assays, and with the in IRSN’s severe accident simulation code ASTEC/SOPHAREOS code for flow reactor assays. The comparison between experiment and modelling shows that this detailed mechanism is able to reproduce the iodine chemistry in conditions representative of a PWR severe accident.

La plate-forme expérimentale PLINIUS du CEA Cadarache est dédiée à l'étude expérimentale des accidents graves de réacteurs nucléaires en réalisant des essais entre 2000 et 3500 K avec du corium prototypique. Le corium est le mélange issu d'une hypothétique fusion du cœur et de son mélange avec les matériaux de structure. Le corium prototypique a la même composition chimique que le corium envisagé pour un scénario d'accident grave mais une composition isotopique différente(utilisation d'uranium appauvri,...). Des programmes de recherches et des campagnes d'essais ont eu pour thème les propriétés physiques du corium, le comportement des produits de fission, l'étalement du corium, sa solidification et son interaction avec le béton, ainsi que sa refroidissabilité. Ils ont servi de cadre a la formation par la recherche de nombreux étudiants. Ces travaux ont été réalisés dans le cadre de collaborations nationales, européennes et internationales.

Ce travail propose une étude expérimentale de l'ébullition en masse dans une structure poreuse modèle. L'objectif est d'approfondir la compréhension des transferts de chaleur dans un écoulement diphasique avec changement de phase liquide-vapeur en milieu poreux, en liaison avec la problématique de la gestion des accidents graves dans les réacteurs nucléaires. A la suite d'un dysfonctionnement sur le circuit de refroidissement d'un réacteur nucléaire, l'augmentation de la température au sein du cœur provoque l'effondrement des tubes contenant le combustible. Il en résulte la formation d'un lit de débris chaud, assimilable à un milieu poreux dégageant une puissance thermique importante, qui peut être refroidi efficacement par renoyage avec de l'eau. Cela engendre des mécanismes d'ébullition intenses qu'il convient de modéliser proprement pour estimer les chances de succès du renoyage. Notre étude vise à caractériser les échanges de chaleur à l'échelle du pore en fonction des caractéristiques de l'écoulement local. Une partie importante du travail a été consacrée à la mise au point du dispositif expérimental. Le cœur du dispositif est un milieu poreux bidimensionnel formé de cylindres disposés aléatoirement entre deux plaques de céramique. Chaque cylindre est une sonde à résistance de platine, utilisée non seulement pour fournir la puissance thermique désirée mais aussi pour mesurer la température de l'élément : chaque élément chauffant est contrôlé individuellement ou en groupe à l'aide d'un système d'asservissement temps réel. La plaque supérieure étant transparente, la distribution des phases au sein du poreux est obtenue par visualisation haute vitesse. L'acquisition d'images et les mesures thermiques permettent de caractériser l'échange de chaleur effectif local en fonction du régime d'ébullition. Deux configurations principales ont été étudiées. Dans la première, le milieu est initialement saturé en liquide et chauffé jusqu'à l'apparition de la vapeur et l'obtention de différents régimes d'ébullition. Ceci a notamment permis d'établir des courbes de Nukiyama en milieu confiné. Dans la seconde, dite de renoyage, le liquide est injecté dans le milieu sec et surchauffé initialement. Ceci a permis de caractériser la dynamique du renoyage et de visualiser les régimes d'écoulement rencontrés. Les résultats sont discutés en relation avec le modèle macroscopique à non-équilibre thermique local actuellement le plus avancé pour l'étude de ces différentes situations d'ébullition. / This manuscript presents a pore-scale experimental study of convective boiling heat transfer in a two-dimensional porous medium. The purpose is to deepen the understanding of thermohydraulics of porous media saturated with multiple fluid phases, in order to enhance management of severe accidents in nuclear reactors. Indeed, following a long-lasting failure in the cooling system of a pressurized water reactor (PWR) or a boiling water reactor (BWR) and despite the lowering of the control rods that stops the fission reaction, residual power due to radioactive decay keeps heating up the core. This induces water evaporation, which leads to the drying and degradation of the fuel rods. The resulting hot debris bed, comparable to a porous heat-generating medium, can be cooled down by reflooding, provided a water source is available. This process involves intense boiling mechanisms that must be modelled properly. The experimental study of boiling in porous media presented in this thesis focuses on the influence of different pore-scale boiling regimes on local heat transfer. The experimental setup is a model porous medium made of a bundle of heating cylinders randomly placed between two ceramic plates, one of which is transparent. Each cylinder is a resistance temperature detector (RTD) used to give temperature measurements as well as heat generation. Thermal measurements and high-speed image acquisition allow the effective heat exchanges to be characterized according to the observed local boiling regimes. This provides precious indications precious indications for the type of correlations used in the non-equilibrium macroscopic model used to model reflooding process.

Les accidents graves de centrales nucléaires ont une probabilité d’occurrence très faible, mais compte tenu des risques encourus, il est nécessaire de savoir prédire l’évolution de l’accident. Dans le scénario le plus critique, le dégagement de chaleur induit par la désintégration des produits de fission entraînerait la fusion du cœur et la formation d’un magma (« corium ») qui tomberait sur le radier en béton du bâtiment réacteur, provoquant sa fusion. L’objectif des études est d’évaluer la vitesse de fusion du béton. Dans ce contexte, le travail effectué dans cette thèse se situe dans la continuité du modèle de ségrégation de phases développé par Seiler et Froment, et s’appuie sur les résultats expérimentaux des essais ARTEMIS. D’une part, nous avons développé un nouveau modèle de transferts à travers le milieu interfacial. Ce modèle fait intervenir trois mécanismes de transfert : la conduction, la convection et un dégagement de chaleur latente. D’autre part, nous avons revu la modélisation couplée du bain et du milieu interfacial, ce qui a conduit au développement de deux nouveaux modèles : « le modèle liquidus », pour lequel on suppose qu’il n’y a pas de résistance au transfert de soluté, et le « modèle à épaisseur de milieu interfacial constante », pour lequel on suppose qu’il n’y a pas de dissolution du milieu interfacial. Le modèle à épaisseur de milieu interfacial constante permet de prédire correctement les valeurs expérimentales de la vitesse de fusion du béton et de la température du bain, dans les essais 3 et 4 tandis que le modèle liquidus, appliqué aux essais 2 et 6, prédit correctement l’évolution de la vitesse de fusion et de la température du bain / Severe accidents of nuclear power plants are very unlikely to occur, yet it is necessary to be able to predict the evolution of the accident. In some situations, heat generation due to the disintegration of fission products could lead to the melting of the core. If the molten core falls on the floor of the building, it would provoke the melting of the concrete floor. The objective of the studies is to calculate the melting rate of the concrete floor. The work presented in this report is in the continuity of the segregation phase model of Seiler and Froment. It is based on the results of the ARTEMIS experiments. Firstly, we have developed a new model to simulate the transfers within the interfacial area. The new model explains how heat is transmitted to concrete: by conduction, convection and latent heat generation. Secondly, we have modified the coupled modelling of the pool and the interfacial area. We have developed two new models: the first one is the “liquidus model”, whose main hypothesis is that there is no resistance to solute transfer between the pool and the interfacial area. The second one is “the thermal resistance model”, whose main hypothesis is that there is no solute transfer and no dissolution of the interfacial area. The second model is able to predict the evolution of the pool temperature and the melting rate in the tests 3 and 4, with the condition that the obstruction time of the interfacial area is about 105 s. The model is not able to explain precisely the origin of this value. The liquidus model is able to predict correctly the evolution of the pool temperature and the melting rate in the tests 2 and 6

Les quatre chapitres de cette thèse s’attachent à répondre à deux questions de recherche.Dans un premier temps, je développe des outils théoriques et statistiques visant à mesurer la sûreté nucléaire malgré la rareté des accidents nucléaires majeurs. En particulier, j’applique des résultats de théorie de la décision afin de déterminer le coût social espéré d’un accident nucléaire majeur, en prenant en compte les attitudes individuelles envers les incertitudes qui le caractérisent. Ensuite, j’utilise des données récentes concernant des incidents de sûreté déclarés dans les réacteurs Français afin de mener une analyse statistique de l’évolution de la sûreté nucléaire au cours des 20 dernières années.Dans la seconde partie de cette thèse, j’aborde la question de l’implémentation de réglementations de la sûreté nucléaire et des politiques post-accidentelles face à des risques rares et catastrophiques. En particulier, j’évalue empiriquement l’effet d’une politique publique française encadrant la surveillance des opérateurs nucléaires par des commissions locales sur le comportement déclaratif des opérateurs et sur leur conformité avec les réglementations existantes. Je propose ensuite une analyse par la théorie des jeux des problèmes de coordination qui existent entre les stratégies de communications de crises et les politiques publiques de prévention et de compensation post-accidentelles. / The four chapters of this Ph.D. thesis follow two research axes.First, I develop theoretical and statistical tools for the measurement of nuclear safety, when rare occurrences of accidents preclude the measurement of objective probabilities of incurring harm. In particular, using recent results from decision theory, I develop a framework for the assessment of the expected social cost of major nuclear accidents that accounts for the attitude of individuals towards the uncertainties that characterize their likelihood of occurrence. Next, I provide an empirical analysis of the French nuclear safety based on a novel dataset containing all the significant safety events reported in the currently-operated French reactors. Despite their minor consequences, I show how valuable information regarding safety can be drawn from this data.In the second part of the thesis, I tackle the question of the implementation of safety regulations and disaster management strategies when risks are rare and catastrophic. I first focus on identifying the causal impact of an information-based incentive mechanism implemented in France on the levels of safety care and compliance exerted by nuclear plant managers. I then develop a cheap-talk model to analyse the coordination of disaster communication strategies with several preparedness and disaster response policies.

La thèse porte sur les progrès du droit international en matière de maîtrise des risques dans la gestion des déchets radioactifs, compte tenu de leurs spécificités dans le cadre de l’ensemble des activités nucléaires. Ces progrès ont abouti à une maturité des dispositions des différentes conventions internationales relatives à cette gestion, et à une complémentarité entre les différentes branches concernées du droit international. L’étude insiste sur les dispositions concernant le stockage définitif des déchets, avec les problèmes liés à la persistance du risque sur des périodes pouvant atteindre plusieurs millénaires (responsabilité vis-à-vis des générations futures). Les dispositions du droit communautaire en la matière sont étudiées pour évaluer leur originalité et leur contribution à la maîtrise de l’ensemble des risques dans les Etats membres. Les solutions du droit international pour remédier à tous les risques sont examinées dans les domaines suivants : - sûreté nucléaire, en incorporant les dispositions du droit international de l’environnement en matière de prévention des pollutions susceptibles d’être créées par les déchets radioactifs, spécialement la pollution marine ; - sécurité nucléaire en réponse au terrorisme nucléaire ; - lutte contre la non prolifération des armes nucléaires ; - réparation des dommages nucléaires en cas d’accidents dus à ces déchets, spécialement dans des installations de stockage. / Thesis focuses on international law progresses about radioactive waste management risks’ control, taking into account specificity of these wastes in the frame of nuclear activity. These progresses ended up at a maturity of the provisions of the numerous treaties connected to radioactive waste management, and at a complementarity between the different concerned branches of international law. The dissertation insists on provisions concerning final disposal of wastes, with the problem of risk’s persistence on as long periods as several millenniums (justice to future generations). Provisions of European Union law concerning radioactive wastes are scrutinized to assess their originality and their contribution to risks’ control in Member States. International law solutions to prevent risks are examined in the following fields: - nuclear safety, including international environmental law concerning prevention of waste pollution, namely marine pollution; - nuclear security to avoid nuclear terrorism; - nuclear weapons non proliferation; - compensation of nuclear damages in case of accidents due to radioactive wastes, especially in final repositories.

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. / This study takes place in the framework of tools development for thetelemetry simulation. Telemetry is a possible technology applied to monitoring the sodiumcooledfast reactors (SFR) and consists in positioning in the reactor core a transducer togenerate an ultrasonic beam. This beam propagates through an inhomogeneous randommedium since temperature fluctuations occur in the liquid sodium and consequently thesound velocity fluctuates as well, which modifies the bream propagation. Then the beaminteracts with a reactor structure immersed in sodium. By measuring the time of flight of thebackscattered echo received by the same transducer, one can determine the preciselocation of the structure. The telemetry simulation therefore requires modeling of both theacoustic wave propagation in an inhomogeneous random medium and the interaction of thiswave with structures of various shapes; this is the objective of this work.A stochastic model based on a Monte Carlo algorithm is developed in order to take intoaccount the random fluctuations of the acoustic field. The acoustic field through aninhomogeneous random medium is finally modeled from the field calculated in a meanhomogeneous medium by modifying the travel times of rays in the homogeneous medium,using a correction provided by the stochastic model. This stochastic propagation model hasbeen validated by comparison with a deterministic model and is much simpler to integrate inthe CIVA software platform for non destructive evaluation simulation and less timeconsuming than the deterministic model.In order to model the interaction between the acoustic wave and the immersedstructures, classical diffraction models have been evaluated for rigid structures, including thegeometrical theory of diffraction (GTD) and the Kirchhoff approximation (KA). These twoapproaches appear to be complementary. Combining them so as to retain only theiradvantages, we have developed a hybrid model (the so-called refined KA) using a proceduresimilar to the physical theory of diffraction (PTD). The refined KA provides an improvementof the prediction in the near field of a rigid scatterer. The initial (non refined) KA model isthen extended to deal with the scattering from a finite impedance target. The obtainedmodel, the so-called “general” KA model, is a satisfactory solution for the application totelemetry. Finally, the coupling of the stochastic propagation model and the general KAdiffraction model has allowed us to build a complete simulation tool for the telemetry in aninhomogeneous medium.

Pour évaluer la gravité d'un accident de feu de boîte à gants dans une installation nucléaire, il est important de connaitre le terme source, qui est la quantité de matière radioactive mise en jeu. On cherche à identifier les phénomènes à l'origine de la libération de contaminants particulaires lors de la dégradation thermique de ces boîtes à gants. Deux matériaux (alumine et carbure de tungstène) ont été retenus pour simuler le comportement du contaminant considéré, le dioxyde de Plutonium. Deux dispositifs expérimentaux ont été conçus afin de contaminer et de dégrader thermiquement des plaques de Plexiglas (PMMA). Un ensemble d'essais à petite échelle a également permis de mieux comprendre les phénomènes à l'origine de la libération ou du piégeage des particules. La masse volumique du matériau utilisé a un impact direct sur l'émission des particules, la granulométrie des particules a un impact lorsque la dégradation thermique est rapide (flux thermique élevé). Ceci s'explique par l'interaction entre les particules émises et l'écoulement en proche paroi, phénomène qui a pu être observé expérimentalement. Une modélisation numérique de la situation étudiée a été réalisée et a permis de reproduire partiellement les résultats expérimentaux. Des améliorations peuvent encore être apportées, notamment sur la représentation du phénomène de piégeage des particules dans la matrice polymère. Cette étude pourra également donner des éclaircissements sur la problématique de l'émission des nanoparticules lors de la combustion de polymères nanochargés. / In order to assess the consequences of a glove box fire occurring in a nuclear facility, it is important to gather information on the source term, the amount of radioactive material that can be emitted to the environment. The objective is to identify the different phenomenon contributing to the release of radioactive particles from the surface of glove box materials undergoing pyrolysis. Two materials (alumina and tungsten carbide) were chosen as possible surrogates of the considered radioactive material, which is Plutonium dioxide. Two experimental facilities were designed to generate deposit on Plexiglas (PMMA) plates and burn them. Several small-scale experiments were also conducted to obtain knowledge of the phenomenon causing the release or trapping of the particles. Material density was found to have a direct impact on the release of particles, while particle size distribution had an impact only for fast thermal degradation (corresponding to high external heat flux). The reason is the strong interaction between the particles and the air flow close to the sample surface, which has been observed experimentally. A theoretical model of the problem was constructed, it was able to reproduce the experimental results, albeit partially. Improvements can be made, especially on the modelling of the trapping of particle by the polymer matrix. This study could help in understanding the problematic of nanoparticle emission from burning nanomaterials.

Dans le cas hypothétique d'un accident grave de réacteur nucléaire, le coeur pourrait fondre et former un mélange à haute température (2000-3000 K) appelé corium. Dans le cas du percement de la cuve, ce corium s'étalerait dans le puits de cuve, dans les pièces adjacentes ? comme cela s'est produit à Tchernobyl? ou dans un récupérateur dédié à cet effet ? comme pour le nouveau réacteur européen EPR. Cette thèse est consacrée à l'étude expérimentale de l'étalement du corium, en particulier à l'aide des expériences en matériaux prototypiques (contenant de l'oxyde d'uranium appauvri) réalisées sur l'installation VULCANO au CEA Cadarache. La première étape de l'analyse de ces essais consiste en l'interprétation des analyses matériaux à l'aide de modèles thermodynamiques de la solidification du corium. Connaissant pour chaque température, la répartition et les composition des phases présentes dans la coulée, on peut alors en estimer les propriétés physiques. L'arrêt de l'écoulement est contrôlé par les propriétés rhéologiques du corium, en particulier dans l'intervalle de solidification, ce qui nécessite de les étudier en détail. Les aspects hydrodynamiques, rhéologiques et thermodynamiques de l'écoulement de corium en cours de solidification ont pris en compte dans les modèles et codes de calcul qui sont validés à l'aide de ces essais et permettent de conforter le concept de récupérateur par étalement de l'EPR.

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.