Les critères de sûreté exigés pour les réacteurs rapides au sodium de Generation IV (RNR-Na) se traduisent par la nécessité d'incertitudes réduites et maîtrisées sur les grandeurs neutroniques d'intérêt. Une part de ces incertitudes provient des données nucléaires et, dans le cas des RNR-Na, des données nucléaires du sodium, qui présentent des différences significatives entre les bibliothèques internationales (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). L'objectif de cette thèse est d'améliorer la connaissance sur les données nucléaires du sodium afin de mieux calculer les paramètres neutroniques des RNR-Na et fournir des incertitudes fiables. Après un état des lieux des présentes données du Na23, l'impact des différences est quantifié notamment sur les effets en réactivité de vidange du sodium, calculés avec des outils neutroniques déterministe et stochastique. Les résultats montrent qu'il est nécessaire de ré-évaluer entièrement les données nucléaires du sodium. Plusieurs développements ont été effectués dans le code d'évaluation Conrad, pour intégrer de nouveaux modèles de réactions nucléaires et leurs paramètres ainsi que pour permettre de procéder à des ajustements avec des mesures intégrales. Suite à ces développements, l'analyse des données différentielles et la propagation des incertitudes expérimentales avec Conrad ont été réalisées. Le domaine des résonances résolues a été étendu à 2 MeV et le domaine du continuum débute directement au-delà de cette énergie. Une nouvelle évaluation du Na23 et les matrices de covariances multigroupes associées ont été générées pour de futurs calculs d'incertitudes. La dernière partie de la thèse se focalise sur le retour des expériences intégrales de vidange du sodium, par des méthodes d'assimilation de données intégrales, afin de réduire les incertitudes sur les sections efficaces du sodium. Ce document se clôt sur des calculs d'incertitudes pour des RNR-Na de type industriel, qui montrent une meilleure prédiction de leurs paramètres neutroniques avec la nouvelle évaluation.

Le formulaire de calcul neutronique HORUS3D/N dédié au Réacteur Jules Horowitz (RJH), sert aux études de conception et de sûreté du réacteur. La maîtrise de l'ensemble des paramètres neutroniques du RJH doit être assurée pour l'instruction du rapport de sûreté de l'installation. Ce travail de recherche s'inscrit dans cet objectif et s'attache à la détermination, la maîtrise et la réduction des incertitudes dues aux données nucléaires sur la réactivité du Réacteur Jules Horowitz (RJH). Une démarche rigoureuse et générique a été mise en place : c'est un ensemble cohérent, complet et incrémental qui permet l'identification et la quantification de l'ensemble des sources d'incertitudes et qui a abouti à la maîtrise du biais et des incertitudes dus aux données nucléaires sur la réactivité du cas étudié : le Réacteur Jules Horowitz. Cette méthode est basée sur une succession d'études : l'élaboration d'un jeu de matrices de variance-covariance cohérentes concernant les données nucléaires des isotopes d'intérêt, les études de sensibilité aux données nucléaires de l'expérience et de l'application étudiées, la détermination fine des incertitudes technologiques par la mise en œuvre d'une méthode innovante une étude de transposition estimant le biais et l'incertitude a posteriori dus aux données nucléaires sur l'application étudiée. Les différentes étapes s'appuient sur les outils de calcul de référence du CEA (code de calcul Monte-Carlo TRIPOLI4, codes déterministes APOLLO2 et CRONOS2, code d'évaluation CONRAD), l'évaluation de données nucléaires JEFF-3.1.1 et des méthodes de propagation, marginalisation et de transposition des incertitudes. La propagation des incertitudes sur les données nucléaires contenues dans les matrices de variance-covariance conclut à une incertitude a priori de 637 pcm (1σ) sur la réactivité du RJH pour le combustible U3Si2Al enrichi à 19.75% en 235U. L'interprétation des mesures d'oscillation d'échantillons du programme VALMONT dans le réacteur MINERVE a permis la qualification des données nucléaires relatives au combustible du RJH de l'évaluation JEFF-3.1.1 et a mis en évidence la cohérence de leurs incertitudes. Ainsi, l'interprétation de la réactivité du cœur AMMON/Référence a été réalisée avec l'évaluation JEFF-3.1.1 (et le code de référence TRIPOLI4). Un écart calcul/expérience de +376 pcm est observé. Une étude fine de détermination des incertitudes sur la réactivité de la configuration de référence aboutit à 340 pcm (1σ) dues aux incertitudes technologiques et à 671 pcm (1σ) dues aux incertitudes sur les données nucléaires. La transposition du biais et des incertitudes de l'expérience AMMON/Référence est réalisable grâce à l'excellente représentativité de cette dernière vis-à-vis du RJH. La réduction d'un facteur 2 sur l'incertitude à appliquer sur la réactivité début de vie du RJH est ainsi obtenue, ce qui équivaut à un gain d'environ deux jours équivalents pleine puissance (1σ) sur la longueur de cycle. Ainsi, le biais et l'incertitude associée à retenir pour un combustible U3Si2Al enrichi à 19.75 % en 235U, et un cœur RJH critique non barré (réflecteur nu) en début de vie sont de +266 ± 352 pcm (1σ).

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Suppose two or more variables are jointly normally distributed. If there is a common relationship between these variables it would be very important to quantify this relationship by a parameter called the correlation coefficient which measures its strength, and the use of it can develop an equation for predicting, and ultimately draw testable conclusion about the parent population. This research focused on the correlation coefficient ρ for the bivariate and trivariate normal distribution when equal variances and equal covariances are considered. Particularly, we derived the maximum Likelihood Estimators (MLE) of the distribution parameters assuming all of them are unknown, and we studied the properties and asymptotic distribution of . Showing this asymptotic normality, we were able to construct confidence intervals of the correlation coefficient ρ and test hypothesis about ρ. With a series of simulations, the performance of our new estimators were studied and were compared with those estimators that already exist in the literature. The results indicated that the MLE has a better or similar performance than the others.

The thesis deals with the preparation of initial conditions for nume- rical weather prediction in high resolution limited area models. It focuses on the problem of preserving the large-scale part of the global driving model analysis, which can not be determined in sufficient quality in limited-area models. For this purpose, the so-called BlendVar scheme is used. The scheme consists of the appli- cation of the Digital Filter (DF) Blending method, which assures the transmission of a large-scale part of the analysis of the driving model to the limited area model, and of the three-dimensional variational method (3D-Var) at high resolution. The thesis focuses on the appropriate background error specification, which is one of the key components of 3D-Var. Different approaches to modeling of background errors are examined, including the possibility of taking into account the flow- dependent character of background errors. Approaches are also evaluated from the point of view of practical implementation. Study of evolution of background errors during DF Blending and BlendVar assimilation cycles leads to a new pro- posal for the preparation of a background error covariance matrix suitable for the BlendVar assimilation scheme. The use of the new background error covariance matrix gives the required property...

No / We examine the short-term price reaction of 424 UK stocks to large one-day price changes. Using the GJR-GARCH(1,1), we find no statistical difference amongst the cumulative abnormal returns (CARs) of the Single Index, the Fama–French and the Carhart–Fama–French models. Shocks ⩾5% are followed by a significant one-day CAR of 1% for all the models. Whilst shocks ⩽−5% are followed by a significant one-day CAR of −0.43% for the Single Index, the CARs are around −0.34% for the other two models. Positive shocks of all sizes and negative shocks ⩽−5% are followed by return continuations, whilst the market is efficient following larger negative shocks. The price reaction to shocks is unaffected when we estimate the CARs using the conditional covariances of the pricing variables.

La représentation des variations spatio-temporelles des fonctions de covariance d'erreur d'ébauche reste un problème majeur dans les algorithmes d'assimilation. Dans cette thèse le diagnostic des variations géographiques des corrélations locales est introduit via le diagnostic de la portée locale. L'estimation de cette portée ainsi que les propriétés de l'estimation sont étudiés en détail. Ce travail utilise des ondelettes sphériques, suivant la formulation introduite par Mike Fisher (ECMWF), pour modéliser les fonctions de corrélation locale "du jour". Il est montré que cette formulation moyenne spatialement les corrélations locales, permettant de réduire le bruit d'échantillonnage. D'autre part, cette formulation ondelette fournit une estimation robuste même pour un petit ensemble. Elle est aussi capable de capturer la dynamique spatio-temporelle des corrélations, ceci est illustré à l'aide de la dynamique des portées locales du jour.