Ce mémoire de maîtrise étudie l'histoire de la centrale nucléaire de Gentilly-1, située au Québec, proche de la ville de Trois-Rivières. Ce projet conjoint entre Énergie Atomique du Canada Limitée (ÉACL) et Hydro-Québec (HQ) s'est étalé du début des années soixante jusqu'au milieu de années quatre-vingt. Contrairement aux réacteurs canadiens classiques, modérés et refroidis à l'eau lourde, Gentilly-1 reposait sur un concept ayant recours à de l'eau bouillante légère comme refroidisseur. Cette particularité était supposée lui conférer une série d'avantages, notamment au niveau des économies de coûts d'exploitation qu'elle devait permettre. Si l'on était confiant, au sein d'ÉACL, en la faisabilité scientifique et technique du concept, il n'en demeurait pas moins que des incertitudes persistaient sur la capacité à contrôler un réacteur de ce type. Cette problématique allait ressurgir plusieurs fois, tout au long du déroulement du projet. En septembre 1966, à la signature du contrat pour la construction de la centrale, ÉACL voyait en Gentilly-1 un prototype pouvant servir de base au développement d'une nouvelle filière commerciale. Tandis que chez HQ, on y percevait le moyen de s'aguerrir à la technologie de l'atome dans la perspective de développer un programme électronucléaire autonome. Opérée à partir de novembre 1970, Gentilly-1 a cependant connu des problèmes chroniques de fonctionnement et n'a produit de l'électricité que de façon très sporadique. Après avoir vu son statut et ses objectifs plusieurs fois redéfinis, elle a été définitivement mise à l'arrêt en 1981 puis déclassée en 1986. Si l'expérience de Gentilly-1 est communément considérée comme un « échec technologique », il apparait évident qu'au-delà des problèmes techniques rencontrés, des facteurs sociopolitiques, économiques et commerciaux ont également fortement influencé le déroulement du projet. L'analyse de ces facteurs permet de faire du projet Gentilly-1 une histoire qui dépasse le simple cadre technique et qui englobe des enjeux beaucoup plus vastes. Elle démontre également l'importance de la prise en compte des facteurs contingents dans les trajectoires que prennent les grands projets technologiques. ______________________________________________________________________________ MOTS-CLÉS DE L’AUTEUR : Gentilly-1, ÉACL, Hydro-Québec, Nucléaire, Québec, Innovation, Échec technologique.

Les fluides contenus dans les circuits des centrales nucléaires sont épurés en continu grâce à des circuits de purification contenant des résines échangeuses d'ions. Un optimum doit être trouvé entre limitation des rejets liquides et diminution des volumes de déchets solides générés, tout en maîtrisant les coûts d'exploitation. La sélectivité des résines échangeuses de cations vis-à-vis des ions Co2+, Ni2+, Cs+ et Li+ varie en fonction de l'état de saturation globale de la résine. D'autre part, plus le débit de passage du fluide est élevé et plus la fuite ionique est précoce et s'accompagne d'un étalement du front de sortie des éléments. L'implémentation au sein du code de transport réactif HYTEC des nouveaux modèles d'équilibre (modèle des solutions régulières) et de cinétique d'échange d'ions (coefficients de transfert de masse) a été validée sur les expériences et permet de prédire l'impact de ces phénomènes sur la rétention des éléments par une colonne de résine échangeuse d'ions.

Ce travail de thèse est motivée par la possibilité de surveiller l'état des composants de systèmes d'énergie pour leur utilisation prolongée et sécuritaire, conformément à la pratique correcte de fonctionnement et des politiques adéquates de maintenance. La motivation est de développer des méthodes basées sur la régression à vecteurs de support pour la prédiction de données de séries chronologiques dans des conditions environnementales et opérationnelles stationnaire/ non-stationnaire. Les simples modèles et les ensembles de modèles à base de SVR sont développés pour attaquer la prédiction basée sur des petits et des grands ensembles de données. Des stratégies sont proposées pour la mise à jour de façon adaptative les simples modèles et les ensembles de modèles à base de SVR au cas du changement de la distribution générant les données. Les comparaisons avec d'autres méthodes d'apprentissage en ligne sont fournies en référence à des données de séries chronologiques d'un composant critique dans les centrales nucléaires fournis par Electricité de France (EDF). Les résultats montrent que les approches proposées permettent d'atteindre des résultats de prédiction comparables compte tenu de l'erreur quadratique moyenne et erreur relative, en beaucoup moins de temps de calcul. Par ailleurs, en analysant le sens géométrique de la méthode de la sélection de vecteurs caractéristiques(FVS) proposé dans la littérature, une nouvelle méthode géométriquement interprétable, nommé Reduced RankKernel Ridge Regression-II (RRKRR-II), est proposée pour décrire les relations linéaires entre un valeur prédite et les valeurs prédites des vecteurs caractéristiques sélectionné par FVS. Les comparaisons avec plusieurs méthodes sur un certain nombre de données publics prouvent la bonne précision de la prédiction et le réglage facile des hyperparamètres de RRKRR-II. / This Ph. D. work is motivated by the possibility of monitoring the conditions of components of energy systems for their extended and safe use, under proper practice of operation and adequate policies of maintenance. The aim is to develop a Support Vector Regression (SVR)-based framework for predicting time series data under stationary/nonstationary environmental and operational conditions. Single SVR and SVR-based ensemble approaches are developed to tackle the prediction problem based on both small and large datasets. Strategies are proposed for adaptively updating the single SVR and SVR-based ensemble models in the existence of pattern drifts. Comparisons with other online learning approaches for kernel-based modelling are provided with reference to time series data from a critical component in Nuclear Power Plants (NPPs) provided by Electricité de France (EDF). The results show that the proposed approaches achieve comparable prediction results, considering the Mean Squared Error (MSE) and Mean Relative Error (MRE), in much less computation time. Furthermore, by analyzing the geometrical meaning of the Feature Vector Selection (FVS) method proposed in the literature, a novel geometrically interpretable kernel method, named Reduced Rank Kernel Ridge Regression-II (RRKRR-II), is proposed to describe the linear relations between a predicted value and the predicted values of the Feature Vectors (FVs) selected by FVS. Comparisons with several kernel methods on a number of public datasets prove the good prediction accuracy and the easy-of-tuning of the hyperparameters of RRKRR-II.

Depuis la catastrophe de Fukushima, un accident nucléaire est devenu davantage ima- ginable, puisqu’il est dit « être possible » selon les autorités, voire inéluctable, en Europe, selon certains experts. En France, la majorité habite à moins de 200 km d’une centrale nucléaire (plus de 9 millions autour de la Centrale de Nogent/Seine à moins de 100 km). C’est pourquoi les autorités en France se sont penchées sur le problème du post-accidentel bien avant cet accident (Doctrine). Cependant, afin de pouvoir se faire une idée du monde qui pourrait en résulter, il est nécessaire -avant- d’avoir une certaine prise sur ce qui se passe au niveau des rejets et prélèvements dans l’environnement, en temps de routine(points de rejets ou de prélèvements, mesures, contrôles, effets cumulés). L’optique choisie n’est pas celle d’une accusation d’un manque de transparence (le mythe de la transparence étant d’ailleurs dénoncé), mais celle de se donner les moyens de raisonnement pour avoir cette « vigilance » tant mise en avant dans les Textes ou Discours, mais qui est rarement assortie d’éléments concrets concernant la vie des gens.Notre thèse repose sur le fait qu’une forte croyance dans l’absence de risque en France fondée sur la confiance n’est pas la solution et qu’il faut rechercher des éléments de prise reliant la personne avec son environnement, celle-ci se trouvant déconnectée de son milieu. A partir d’une enquête ethnologique en tant que membre d’une commission locale d’information et en nous appuyant, d’une part, sur la mésologie (La poétique de la Terre d’Augustin Berque) et, d’autre part, sur la Théorie de la prise et la Balistique sociologique de Francis Chateauraynaud, nous proposons une démarche, première ébauche d’un guide, à partir de questions-objet-de-la-prise qui nous concernent tous. . . / Since the catastrophe of Fukushima, a nuclear accident has become more imaginable since it is said to be “possible” according to the authorities, or even inevitable, in Europe, according to some experts. In France, the majority of people lives within 200 km of a nuclear power plant (more than 9 million around the Nogent/Seine Nuclear Plant within 100 km). This is why the authorities in France have been studying the post-accident problem well before this accident (Doctrine). However, in order to be able to get an idea of the world that could result from it, it is necessary -before- to have a certain information on what is going on about the pollutant releases and the taking of water, in the environment, in routine time (including the cumulative effects). The chosen perspective is not that of an accusation of a lack of transparency (the myth of transparency is also denounced), but that of giving oneself the means of reasoning to have this “vigilance” so much pushed forward in Texts or Speeches, but which is rarely accompanied by positive elements concerning people’s lives.Our thesis is based on the fact that a strong belief in the absence of risk in France based on trust is not the solution and that it is necessary to look for gripping elements on our environment, because we are disconnected from our milieu. Based on an ethnological survey as a member of a local information commission and, on the one hand, on the Mesology(The Poetics of the Earth by Augustin Berque) and, on the other hand, on the Theory of the Empowerment and the Sociological Balistics of Francis Chateauraynaud, we propose an approach, first draft of a guide, from questions-object-of-the-control-over-our-environment which concern all of us ...

La prédiction des déformations différées est d'une très grande importance pour l'étude de la durabilité et de l'aptitude au fonctionnement à long terme des structures en béton (ponts, enceintes de confinement de bâtiments réacteurs des centrales nucléaires, etc.). En effet, elles peuvent être à l'origine de la fissuration, de pertes de précontrainte, d'une redistribution des contraintes et même, plus rarement, de la ruine de l'ouvrage.<br /><br />L'objectif de ce travail est alors de développer des outils de calcul numérique, capable de prédire le comportement différé de structures en béton. Pour cela, un nouveau modèle hydromécanique du béton est développé, intégrant la description des phénomènes de séchage, de retrait, de fluage et de fissuration. La modélisation du retrait de dessiccation est basée sur une approche unifiée du fluage et du retrait. Les modèles de fluage propre et de fluage de dessiccation sont basés sur des mécanismes physico-chimiques plausibles, se produisant à différentes échelles d'observation de la pâte de ciment. Le modèle de fluage propre est associé à la micro-diffusion de l'eau adsorbée entre la porosité interhydrates et intrahydrates et la porosité capillaire, et au glissement des feuillets de C-S-H à l'échelle des nanopores. Le fluage de dessiccation est induit par la micro-diffusion de l'eau adsorbée à différentes échelles de porosité sous l'effet d'une sollicitation mécanique et hydrique combinée. Le retrait de dessiccation résulte, en effet, de la déformation élastique et différée du squelette solide, sous les effets de la pression capillaire et de la pression de disjonction. Le comportement mécanique du béton fissuré est modélisé en utilisant le formalisme de l'élastoplasticité endommageable orthotrope. La combinaison de ces phénomènes est effectuée dans le cadre de la mécanique des milieux poreux non saturés, en s'appuyant sur le concept des contraintes effectives.<br /><br />Ce modèle a été incorporé dans un code de calcul aux éléments finis. L'analyse du comportement différé d'éprouvettes et de structures en béton et en béton précontraint, soumises à des sollicitations hydriques et mécaniques combinées, est alors présentée.

Les tubes en Zircaloy-4 renfermant le combustible des centrales REP constituent la première barrière de sécurité vis-à-vis de la dissémination d'éléments radioactifs dans l'atmosphère. Devant la complexité des phénomènes mis en jeu en réacteur, EDF a recours à la simulation numérique pour évaluer et garantir l'intégrité mécanique de ces tubes. L'objectif de cette thèse est de développer une modélisation du comportement mécanique des alliages de zirconium par une approche prédictive, en se basant sur l'étude de la microstructure du matériau et des mécanismes physiques de la déformation plastique. Pour alimenter la modélisation, une approche expérimentale a été mise en place couplant essais mécaniques et observations des mécanismes de déformation plastique sur des tubes en Zircaloy-4 à l'état recristallisé. Lors des essais mécaniques, on s'est attaché à réaliser des essais "originaux" dont l'analyse des résultats puisse être directement reliée aux mécanismes de déformation à l'échelle des grains. Pour déterminer les modes de déformation actifs dans le Zircaloy-4, des observations post mortem en microscopie électronique en transmission ont été effectuées. Des lames minces ont été prélevés sur des tubes soumis à différents trajets de chargement mettant en exergue l'anisotropie et la viscosité du matériau. Le point de départ de la modélisation est une approche de type micro-mécanique, adaptée aux polycristaux, utilisée avec succès pour des matériaux cubiques, en prenant en compte la spécificité de la structure hexagonale du zirconium. Le choix des lois de comportement régissant les mécanismes de glissement découle de notre approche expérimentale. Les résultats obtenus par la modélisation sont confrontés avec les essais mécaniques et les observations microstructurales. Les points forts du modèle ainsi que ses lacunes sont dégagés. Les résultats obtenus montrent tout l'intérêt d'étendre la méthodologie mise en œuvre au cas du matériau irradié.

Les enceintes de confinement des centrales nucléaires françaises sont réalisées en béton précontraint de 1,2 m d'épaisseur. L'étanchéité de la structure dépend principalement de la précontrainte résiduelle du béton. Or les dispositifs de surveillance des déformations différées font apparaître des différences sensibles, suivant les sites, que les modèles de calcul réglementaires ne prennent pas en compte d'une façon satisfaisante. Pour améliorer la gestion du parc de centrales, au sens durée de vie, EDF a lancé en 1991 un vaste programme d'étude centré sur le matériau béton, et visant à prévoir le comportement réel en fluage des enceintes déjà construites. Ici, nous analysons une par une les différentes déformations différées du béton. Une analyse fine des phénomènes physico chimiques qui en sont à l'origine, nous conduit à proposer une modélisation d'ingénieur, sur la base d'un modèle du type milieu continu équivalent. Enfin, nous présentons les résultats de nos simulations et nous concluons en donnant les enseignements théoriques et pratiques de cette étude ainsi que quelques propositions réglementaires.

Cette contribution, en s’appuyant sur expérimentation et modélisation numérique vise à une meilleure compréhension du comportement des dalles en béton armé sous sollicitations de cisaillement. Une campagne expérimentale a été réalisée sur des dalles épaisses à pleine échelle de centrales nucléaires. Ces dalles sans armatures d’effort tranchant sont soumises à une sollicitation de cisaillement en chargement quasi-statique. Les essais sont réalisés en faisant varier différents paramètres qui peuvent influencer le comportement au cisaillement. Sont ainsi étudiés : résistance en compression du béton, épaisseur, taux d’armatures longitudinales et transversales, taille des granulats, longueur de la plaque de chargement. L’influence des efforts de membrane, de compression ou de traction, sur le comportement au cisaillement a également été analysée. Les résultats des essais sont ensuite comparés aux prédictions des codes de calcul. Ces résultats ont d’abord permis d’apporter une réponse aux divergences qui existent entre l’Eurocode 2 et l’Annexe Nationale Française quant à la prédiction du cisaillement. Ont également été évalués le niveau de précision donné par d’autres normes de dimensionnement au cisaillement: la norme américaine ACI 318-14, le code nucléaire AFCEN ETC-C 2010, le fib-Model Code 2010 et l’approche par la théorie de la fissure critique de cisaillement CSCT. Ensuite est évalué la possibilité d’analyses non-linéaire par élément finis (EF) pour reproduire le phénomène du cisaillement dans les dalles. Un modèle de béton élastoplastique avec endommagement est combiné à une analyse quasi-statique à schéma de résolution explicite. Des lois de comportement non linéaires appropriées du béton avec des comportements post-pic associés à un critère énergétique ont été considérées. La bonne concordance entre le modèle proposé et les résultats expérimentaux en termes de résistance au cisaillement et de modes de rupture permet de valider la modélisation proposée. Une étude paramétrique a été réalisée sur la base du modèle proposé avec les mêmes propriétés mécaniques de béton. Des lois simplifiées permettant d’estimer les capacités en cisaillement en fonction des différents paramètres étudiés sont finalement proposées. / This study, based on experiments and numerical modeling, aims at a better understanding of the shear behavior of reinforced concrete slabs. An experimental campaign was carried out on full-scale thick slabs typical of nuclear power plant slabs. These slabs without shear reinforcement are subjected to a quasi-static shear loading. The tests are carried out by varying different parameters that can influence the shear behavior: the concrete compressive strength, the slab depth, the bottom longitudinal and transverse reinforcement ratio, the concrete aggregate size, the loading plate length. The influence on shear behavior of compression or tension membrane forces has also been analyzed. The results of tests are then compared with the predictions of the calculation codes. These results first of all helped to answer the differences between the Eurocode 2 and the French National Annex concerning the prediction of the shear capacity of reinforced concrete slabs. The level of accuracy given by other shear dimensioning standards was also assessed: The American standard ACI 318-14, the AFCEN ETC-C 2010 code used for nuclear buildings, the fib-Model 2010 and the Critical Shear Crack Theory. Next, we evaluate the possibilities of a non-linear finite element analysis (EF) to reproduce the phenomenon of shear in slabs. An elastoplastic concrete model with damage was used and combined with a quasi-static analysis using an explicit resolution scheme. Appropriate nonlinear behavior laws of concrete with post-peak behaviors associated with an energy criterion were considered. The good agreement between the proposed model and the experimental results in terms of shear strength and failure modes allowed validating the proposed modeling. A parametric study was conducted based on the numerical proposed model with the same mechanical properties of concrete. Simplified laws allowing estimating the shear capacities according to the different parameters studied are proposed.

Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles. Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des arbres d’événements s’avère difficile, et les méthodologies dynamiques de réalisation des EPS sont censées fournir une manière plus cohérente d’intégrer l’évolution du processus physique dans les changements de configuration discrète de la centrale au long d’un transitoire accidentel. Cette thèse décrit l’application d’une des plus récentes approches dynamiques des EPS – la Théorie de la Dynamique Probabiliste basée sur les Stimuli (SDTPD) – à différents modèles de déflagration d'hydrogène ainsi que les développements qui ont permis cette applications et les diverses améliorations et techniques qui ont été mises en oeuvre. Level-2 Probabilistic Safety Analyses (PSA) of nuclear power plants aims to identify the possible sequences of events corresponding to an accident propagation from a core damage to a potential loss of integrity of the containment, and to assess the frequency of occurrence of the different scenarios. These so-called severe accidents depend not only on hardware failures and human errors, but also on the occurrence of physical phenomena such as e.g. steam or hydrogen explosions. Handling these phenomena in the classical Boolean framework of event trees is not convenient, and dynamic methodologies to perform PSA studies are expected to provide a more consistent way of integrating the physical process evolution with the discrete changes of plant configuration along an accidental transient. This PhD Thesis presents the application of one of the most recently proposed dynamic PSA methodologies, i.e. the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics (SDTPD), to several models of hydrogen explosion in the containment of a plant, as well as the developed methods and improvements.

1) Cette enquête fait le point sur et infirme la théorie de la nouvelle classe ouvrière, qui suite aux progrès de l'automation aurait été composée de techniciens et ingénieurs et presque plus d'ouvriers manuels, même très qualifiés, en vogue dans la seconde moitié des années 60. Selon cette pseudo-théorie, les techniciens, techniciens supérieurs devaient être plus combatifs, plus portés aux revendications gestionnaires que les ouvriers d'avant 1968. En fait, d'après cette enquête menée dans les établissements industriels de la période, les plus automatisés, les plus " presse-bouton " : production assurée à distance, à partir de salles de pilotage, essentiellement par un seul " pilote ", ici dans les centrales électriques les plus " en pointe ", entre autres , dans les premières centrales nucléaires, le contenu des revendications, les attitudes des salariés de base, s'inspiraient encore, pour l'essentiel, des valeurs du mouvement ouvrier. 2) Elle a recouru et mis en valeur, une notion ignorée des sociologues du travail (qui devaient avant tout inventer des néologismes pour " faire savants "), mais au cœur du langage du mouvement et des militants ouvriers (qui a eu, lui aussi, ses " théories spontanées ") : celle de climats sociaux, froids ou chauds et le déclenchement d'une grève que l'auteur a pu observer sur place, (ce qui la distingue de la plupart des sociologues du travail français, puisque, pour l'analyse des conditions salariées, ceux-ci recouraient essentiellement aux informations fournies par les délégués et militants syndicaux, ce qui a pu valoir des distorsions dans l'interprétation des opinions et attitudes de base), notamment pendant la délicate " baisse de charge " de la puissance des centrales électriques, sujet de délicates négociations avec la direction, sinon de conflits éventuellement lourds de conséquences sur l'axe des turbines et la sécurité nucléaire. Ce volet de l'enquête, imprévu et improvisé, une fois les enquêteurs arrivés sur le terrain, a été qualifié de " sauvage " puisque non-programmé et non-envisagé dans le plan académique de l'enquête centrée sur les changements dans les conduites et comportements salariés induits par une automatisation très avancée (dans les usines presse-boutons). Il a permis de souligner le contraste entre les données recueillies par questionnaire (réponses plutôt sages et raisonnables) puis analyses statistiques et celles observées sur le vif lors de situations critiques, éventuellement explosives.