Cette thèse s'intéresse aux effets des rayonnements ionisants sur les cellules vivantes. Le travail peut être divisé en 3 parties principales :<br />La première partie résume les processus de dommage et de réparation cellulaire après les irradiations, et les résultats obtenus par Dionet et al. au Laboratoire de Physique Corpusculaire notamment la mise en évidence de l'effet d'hypersensibilité de la lignée du mélanome pour des irradiations à faibles doses et faibles débits de dose en neutrons de 14 MeV.<br />La deuxième partie décrit le développement de la version officielle du code GEANT4DNA qui est un code Monte-Carlo capable de suivre les protons jusqu'à 100 eV et les électrons jusqu'à 15 eV dans l'eau. Ce code a été utilisé pour décrire d'une manière détaillée les traces des particules qui traversent la cellule pendant les iradiations. <br />La troisième partie décrit les formalismes de la microdosimétrie et de la théorie « Dual Radiation Action » qui ont été utilisés pour calculer l'efficacité biologique relative des neutrons de 14 MeV par rapports aux photons de 1 MeV pour la lignée irradiée au LPC, le mélanome. L'EBR calculé est comparé aux données expérimentales disponibles.

Les calculs Monte Carlo en neutronique-criticité permettent d'estimer le coefficient de multiplication effectif ainsi que des grandeurs locales comme le flux ou les taux de réaction. Certaines configurations présentant de faibles couplages neutroniques (modélisation de cœurs complets, prise en compte de profils d'irradiations, ...) peuvent conduire à de mauvaises estimations du kef f ou des flux locaux. L'objet de cette thèse est de contribuer à rendre plus robuste l'algorithme Monte Carlo utilisé et améliorer la détection de la convergence. L'amélioration du calcul envisagée passe par l'utilisation, lors du calcul Monte Carlo, d'un flux adjoint obtenu par un pré-calcul détermi- niste réalisé en amont. Ce flux adjoint est ensuite utilisé pour déterminer le positionnement de la première génération, modifier la sélection des sites de naissance, et modifier la marche aléatoire par des stratégies de splitting et de roulette russe. Une méthode de détection automatique du transitoire a été développée. Elle repose sur la modélisation des séries de sortie par un processus auto régressif d'ordre 1 et un test statistique dont la variable de décision est la moyenne du pont de Student. Cette méthode a été appli- quée au kef f et à l'entropie de Shannon. Elle est suffisamment générale pour être utilisée sur n'importe quelle série issue d'un calcul Monte Carlo itératif. Les méthodes développées dans cette thèse ont été testées sur plusieurs cas simplifiés présentant des difficultés de convergence neutroniques.

Les calculs Monte Carlo en neutronique-criticité permettent d'estimer le coefficient de multiplication effectif ainsi que des grandeurs locales comme le flux ou les taux de réaction. Certaines configurations présentant de faibles couplages neutroniques (modélisation de cœurs complets, prise en compte de profils d'irradiations, ...) peuvent conduire à de mauvaises estimations du kef f ou des flux locaux. L'objet de cette thèse est de contribuer à rendre plus robuste l'algorithme Monte Carlo utilisé et améliorer la détection de la convergence. L'amélioration du calcul envisagée passe par l'utilisation, lors du calcul Monte Carlo, d'un flux adjoint obtenu par un pré-calcul détermi- niste réalisé en amont. Ce flux adjoint est ensuite utilisé pour déterminer le positionnement de la première génération, modifier la sélection des sites de naissance, et modifier la marche aléatoire par des stratégies de splitting et de roulette russe. Une méthode de détection automatique du transitoire a été développée. Elle repose sur la modélisation des séries de sortie par un processus auto régressif d'ordre 1 et un test statistique dont la variable de décision est la moyenne du pont de Student. Cette méthode a été appli- quée au kef f et à l'entropie de Shannon. Elle est suffisamment générale pour être utilisée sur n'importe quelle série issue d'un calcul Monte Carlo itératif. Les méthodes développées dans cette thèse ont été testées sur plusieurs cas simplifiés présentant des difficultés de convergence neutroniques. / Monte Carlo criticality calculation allows to estimate the effective mu- tiplication factor as well as local quantities such as local reaction rates. Some configurations presenting weak neutronic coupling (high burn up pro- file, complete reactor core, ...) may induce biased estimations for kef f or reaction rates. In order to improve robustness of the iterative Monte Carlo méthods, a coupling with a deterministic code was studied. An adjoint flux is obtained by a deterministic calculation and then used in the Monte Carlo. The initial guess is then automated, the sampling of fission sites is modi- fied and the random walk of neutrons is modified using splitting and russian roulette strategies. An automated convergence detection method has been developped. It locates and suppresses the transient due to the initialization in an output series, applied here to kef f and Shannon entropy. It relies on modeling stationary series by an order 1 auto regressive process and applying statistical tests based on a Student Bridge statistics. This method can easily be extended to every output of an iterative Monte Carlo. Methods developed in this thesis are tested on different test cases.

Le niveau de conversion des réacteurs CANDU et REP en cycle thorium a été étudié dans l'optique d'une utilisation en troisième et dernière strate de scénarios symbiotiques. Le plutonium du combustible REP usé serait par exemple utilisé en CANDU Th/Pu pour produire de l'233U, qui alimenterait ces réacteurs à eau et haute conversion. En cas d'augmentation importante de la production d'énergie à partir d'uranium, cette alternative basée sur des réacteurs existants pourrait suppléer une IVe génération trop tardive. Pour évaluer la compétitivité de tels scénarios, des calculs de cycles détaillés ont été effectués selon une méthodologie de simulation de coeur développée pour le CANDU-6 et adaptée au REP de type N4. Le CANDU Th/233U enrichi à 1.30 wt% est régénérateur, avec un burnup court de 7 GWj/t. Augmenter légèrement l'enrichissement allonge considérablement le cycle, au prix d'une sous-génération. Multirecycler conduit également à une perte de conversion, qui peut néanmoins être compensée par un chargement fissile hétérogène. La conversion à puissance standard est moins bonne en REP Th/233U qu'en CANDU (inventaire fissile réduit de moitié après 50 GWj/t) mais peut être améliorée par sous-modération. L'analyse neutronique montre que l'essentiel du gap de conversion entre CANDU et REP vient des conditions opératoires économes en neutrons du CANDU. Des scénarios ont été comparés du point de vue de l'économie d'uranium et de l'aval du cycle dans les deux cas, et ont confi rmé l'intérêt du CANDU. Deux pistes de recherche ont été identi fiées : l'évaluation de la sûreté des CANDUs au thorium par cinétique avec contre-réactions thermiques, et l'étude de coeurs fortement sous-modérés en cuve standard de REP.

Le Réacteur Jules Horowitz (RJH) est un réacteur d’irradiation technologique actuellement en construction au CEA Cadarache. Ce réacteur permettra de réaliser les études scientifiques sur le comportement des matériaux et des combustibles sous irradiation.Pour répondre aux enjeux du RJH, il est nécessaire de valider les outils de calcul des échauffements photoniques (les codes de calcul et la librairie européenne JEFF3.1.1 de données nucléaires) pour le cas spécifique du RJH. Cette problématique est traitée en 3 volets dans cette thèse.Le 1er volet a consisté à quantifier le biais de calcul dû aux données nucléaires de la librairie européenne JEFF3.1.1 pour les calculs d’échauffements photoniques dans le RJH. Ce travail repose sur l’interprétation, avec le code TRIPOLI-4, de mesures d’échauffements réalisées dans la maquette critique EOLE du CEA Cadarache.Le 2ème volet a consisté à obtenir des éléments sur les biais de calcul des échauffements photoniques dus aux méthodes de calcul elles-mêmes. La comparaison calcul / calcul entre différents codes Monte Carlo met en évidence l’importance du transport des particules chargées pour les calculs d’échauffements.Le 3ème volet de ce travail a consisté à fournir des points de comparaison calcul / mesure pour des mesures d’échauffements réalisées dans le réacteur OSIRIS avec une première version du dispositif CARMEN. Le dispositif CARMEN est un projet de dispositif de mesure multi-détecteur innovant pour le RJH. En conclusion, cette thèse a apporté des éléments de validation des calculs d’échauffements photoniques pour le RJH. Ces éléments ont d’ores et déjà été capitalisés pour les études de sûreté du RJH. / The Jules Horowitz Reactor (JHR) is the next MTR under construction at CEA Cadarache research center. The JHR will be a major research infrastructure for the test of structural material and fuel behavior under irradiation.To be up to the challenges set by the JHR, It is necessary to validate photon-heating calculation tools (calculation codes and the European nuclear-data JEFF3.1.1 library) for specific use in the JHR. This topic is handled with a three-prong work plan. The first part consisted in quantifying the calculation bias due to the JEFF3.1.1 nuclear-data library on JHR photon-heating calculations. This work relies on the interpretation, with the TRIPOLI-4 code, of heating measurements carried out in the EOLE critical mock-up at CEA Cadarache.The second part of this work is dedicated to the determination of photon-heating calculation biases linked to the approximations of calculation schemes. The calculation / calculation comparison between different Monte Carlo codes highlights the importance of charged-particle transport for heating calculations.The third part of this work consisted in providing calculation / measurement comparisons for heating measurements carried out in the OSIRIS reactor with a prototype of the CARMEN device. The CARMEN device aims at measuring neutron flux, photon flux and nuclear heating simultaneously in the different experimental locations of JHR. In conclusion, this work brings forth validation elements for JHR photon-heating calculations. These elements are already taken into account for the estimation of biases and uncertainties associated with photon-heating calculations for JHR performance and safety studies.

La mesure de la radioactivité dans les filtres utilisés pour la surveillance de l’aérocontamination de l’air présente une difficulté métrologique majeure. En effet, l’absorption des rayonnements a dans le médium filtrant et la masse d’aérosols accumulés biaisent la réponse nucléaire. Ce travail de thèse porte sur la détermination de facteurs de correction de la dégradation de la radioactivité mesurée dans les filtres de surveillance. Dans un premier temps, des filtres radioactifs représentatifs des prélèvements atmosphériques ont été préparés à l’aide du banc d’essais nucléaire ICARE. L’étude expérimentale sur les filtres de référence a permis d’avoir une base de données pout la détermination des facteurs de correction dans diverses conditions de filtration. Dans un second temps, ce travail a conduit une nouvelle méthode numérique mise au point pour déterminer les facteurs de correction. Il s’agit de coupler des simulations de filtration des particules d’aérosol à l’aide de GeoDict, permettant de calculer des écoulements dans les milieux poreux et des simulations de parcours de particules a dans la matière à l’aide de MCNPX. Le bon accord obtenu, en comparant les réponses des spectres en énergie et des facteurs de correction numériques et expérimentaux, a permis de valider le modèle numérique / The measurement of radioactivity in the filters of airborne radioactive surveillance is a major difficulty metrology. Indeed, the absorption of a radiation in the filter media and the mass of aerosols accumulated distort the nuclear counters response. This thesis work focuses on the determination of correction factors for the radioactivity loss in the survey filters. In a first step, radioactive filters representing the atmospheric samples have been prepared using the nuclear test bench ICARE. The experimental study on reference filters provided a database to determine correction factors for various filtration conditions. The second step of the work proposed a new numerical method developed to determine the correction factors. It consists of coupling GeoDict for particles filtration simulations and MCNPX simulations for a transport in matter. The good agreement obtained by comparing the numerical and experimental correction factors has permitted to validate the numerical model

Perhaps surprisingly, the largest experience in operating nuclear power plants has been in nuclear naval propulsion, particularly submarines. This accumulated experience may become the basis of a proposed new generation of compact nuclear power plant designs. In an effort to de-carbonise commercial freight shipping, there is growing interest in the possibility of using nuclear propulsion systems. Reactor cores for such an application would need to be fundamentally different from land-based power generation systems, which require regular refueling, and from reactors used in military submarines, as the fuel used could not conceivably be as highly enriched. Nuclear-powered propulsion would allow ships to operate with low fuel costs, long refueling intervals, and minimal emissions; however, currently such systems remain largely confined to military vessels. This research project undertakes computational modeling of possible soluble-boron-free (SBF) reactor core designs for this application, with a view to informing design decisions in terms of choices of fuel composition, materials, core geometry and layout. Computational modeling using appropriate reactor physics (e.g. WIMS, MONK, Serpent and PANTHER), thermal-hydraulics etc. codes (e.g. COBRA-EN) is used for this project. With an emphasis on reactor physics, this study investigates possible fuel assembly and core designs for civil marine propulsion applications. In particular, it explores the feasibility of using uranium/thorium-rich fuel in a compact, long-life reactor and seek optimal choices and designs of the fuel composition, reactivity control, assembly geometry, and core loading in order to meet the operational needs of a marine propulsion reactor. In this reactor physics and 3D coupled neutronics/thermal-hydraulics study, we attempt to design a civil marine reactor core that fulfills the objective of providing at least 15 effective full-power-years (EFPY) life at 333 MWth. In order to unleash the benefit of thorium in a long life core, the micro-heterogeneous ThO2-UO2 duplex fuel is well-positioned to be utilized in our proposed civil marine core. Unfortunately, A limited number of studies of duplex fuel are available in the public domain, but its use has never been examined in the context of a SBF environment for long-life small modular rector (SMR) core. Therefore, we assumed micro-heterogeneous ThO2-UO2 duplex fuel for our proposed marine core in order to explore its capability. For the proposed civil marine propulsion core design, this study uses 18% U-235 enriched micro-heterogeneous ThO2-UO2 duplex fuel. To provide a basis for comparison we also evaluate the performance of homogeneously mixed 15% U-235 enriched all-UO2 fuel. This research also attempts to design a high power density core with 14 EFPY while satisfying the neutronic and thermal-hydraulics safety constraints. A core with an average power density of 100 MW/m3 has been successfully designed while obtaining a core life of 14 years. The average core power density for this core is increased by ∼50% compared to the reference core design (63 MW/m3 and is equivalent to Sizewell B PWR (101.6 MW/m3 which means capital costs could be significantly reduced and the economic attractiveness of the marine core commensurately improved. In addition, similar to the standard SMR core, a reference core with a power density of 63 MW/m3 has been successfully designed while obtaining a core life of ∼16 years. One of the most important points that can be drawn from these studies is that a duplex fuel lattice needs less burnable absorber than uranium-only fuel to achieve the same poison performance. The higher initial reactivity suppression and relatively smaller reactivity swing of the duplex can make the task of reactivity control through BP design in a thorium-rich core easier. It is also apparent that control rods have greater worth in a duplex core, reducing the control material requirements and thus potentially the cost of the rods. This research also analyzed the feasibility of using thorium-based duplex fuel in different cases and environments to observe whether this fuel consistently exhibit superior performance compared to the UO2 core in both the assembly and whole-core levels. The duplex fuel/core consistently exhibits superior performance in consideration of all the neutronic and TH constraints specified. It can therefore be concluded from this study that the superior performance of the thorium-based micro-heterogeneous ThO2-UO2 duplex fuel provides enhanced confidence that this fuel can be reliably used in high power density and long-life SBF marine propulsion core systems, offering neutronic advantages compared to the all-UO2 fuel. Last, but not least, considering all these factors, duplex fuel can potentially open the avenue for low-enriched uranium (LEU) SBF cores with different configurations. Motivated by growing environmental concerns and anticipated economic pressures, the overall goal of this study is to examine the technological feasibility of expanding the use of nuclear propulsion to civilian maritime shipping and to identify and propose promising candidate core designs.