Pour augmenter les performances des barres de combustible nucléaire, les mécanismes de relâchement des produits de fission (H2, He, Kr, Xe) doivent être étudiés. Ainsi, le département d’étude du combustible du CEA Cadarache a décidé d’améliorer son dispositif expérimental consacré au recuit thermique des combustibles irradiés (MERARG II). La première partie de ce mémoire s'adresse à la mesure du relâchement de gaz de fission de combustibles irradiés et soumis à des transitoire thermiques. Le choix de l'appareil s'est porté sur un analyseur de type filtre quadripolaire du fait des performances requises par le cahier des charges, une identification isotopique du Kr et Xe et des masses 4 et 2 u à la ppm. C'est un spectromètre commercial de type Residual Gaz Analyser, monté dans une enceinte à vide de très faible volume qui a nécessité des adaptations à la ligne de l'expérience MERARG II. Les performances (résolution, sensibilité, vitesse de balayage) du spectromètre ont été évaluées. Le spectromètre calibré est en cours d’installation sur une réplique en zone « froide » de MERARG II.La seconde partie de la thèse concerne des travaux de recherche sur l’adaptation à l’analyse des faibles masses d’un mode opératoire appliqué à un piège à ions RF 3D utilisant un mode par Transformé de Fourier. Nous étudions plus précisément un dispositif d’injection des ions et son mode opératoire afin d’obtenir les distributions en positions et vitesses des ions confinables. La connaissance de ces conditions initiales et de leur dispersion est importante car elles conditionnent la dynamique du signal détecté (la hauteur de la raie) et sa fluctuation, respectivement. / In order to increase fuel rod performances, the basic mechanisms that promote gas (i.e. He, H2, Kr and Xe) release from irradiated nuclear fuels must be studied. In this context, the CEA fuel study department at Cadarache decided to improve its experimental facility devoted to fuel behaviour under thermal transient by modifying the existing annealing device, called MERARG-II.The first part of this dissertation adresses the fuel gas release monitoring from irradiated fuel during thermal transient. The device choice leads to a quadrupole mass filter as mass analyser according to the specification requirement, i.e. isotopic identification of Xe, Kr and masses at 4 and 2 u. It is commercialized Residual Gas Analyser, mounted in a small-volume vacuum chamber requiring adaptations to be connected to the MERARG II line. The resolution and sensitivity of the mass spectrometer have been evaluated. The calibrated device is being installed in MERARG II replica.The second part of this dissertation relates adaptation to low-mass analysis of an RF 3D ion trap operated a Fourier Transform mode. Theoretically, using this operating mode, the lower the mass, the higher the resolution. More particularly, an ion injection device and its operating mode are studied in order to gain position and velocity distributions of confinable ions. The knowledge of these initial conditions is of a great concern as they fix the signal dynamic (peak height) and the signal fluctuation, respectively. This feasibility study, using simulation, allows us to obtain the optimal values of trap operating condition for 1-6 u mass injection and confinement with high resolution.

More accurate knowledge of gamma-ray heating in nuclear reactors has beenlisted as a high priority request by the NEA [23]. In response to this the SpecTrometerfor Exotic Fission Fragments (STEFF), a 2-velocity, 2-energy spectrometer assembledby the Manchester Fission Group has been used to take measurements ofprompt gamma-rays from thermal fission of U-235. Through the procedures discussed,the average total gamma-ray energy and average multiplicity were determined to be8.40 +/- 0.26 MeV and 7.74 +/- 0.12, respectively. The single energy spectrum for eachindividual detector has been determined as well as the total energy distribution. A new parallel plate avalanche counter has been tested for its potential to improvethe timing resolution of the current STEFF stop detector. The timing resolution ofthe new detector is found to be 337 ps, an improvement of 75 % on the previous stopdetector. The pulse shapes created by a fission fragment in an ionisation chamber havebeen investigated. The relationship with fragment atomic number has been tested byemploying the Lohengrin spectrometer to separate fragments by mass so that theirindividual pulse shapes can be studied. Evaluation work has been performed at the NNL, Cumbria, under the supervisionof Dr Robert Mills. Experimental data determined from the spontaneous fission ofCf-252 has been extracted and evaluation techniques performed upon it so that thedata can be considered for inclusion within an evaluated nuclear database.

Cette thèse porte sur l'étude des probabilités d'émission gamma et de fission du noyau composé 240Pu. Les probabilités sont obtenues en utilisant la méthode de substitution qui vise, par le choix approprié de réactions nucléaires, à former un noyau composé identique en masse et en énergie d'excitation à celui formé dans une réaction de capture neutronique. Le but est de combler le manque de données nucléaires, dans les cas de cibles très radioactives, pour la physique des réacteurs et l'astrophysique. En effet, dès lors que les expériences de réactions en neutron induit sur ces noyaux ne sont pas réalisables, les capacités prédictives des modèles de réactions sont mises en question car elles aussi sont difficilement ajustables avec trop peu de données. Les probabilités d'émission gamma ou de fission du noyau composé formé dans ces réactions de substitution peuvent servir à améliorer significativement les prédictions. Pour cela, l'élément crucial est de comprendre les différences entre les processus de formation et de désexcitation des noyaux formés dans ces réactions et dans celles induites par neutron.Depuis plusieurs années, une collaboration entre les laboratoires de physique nucléaire CENBG et CEA/DAM/DIF, fournit des éléments pour la compréhension de ces processus. Notamment en s'intéressant à la distribution en spin du noyau composé dans les réactions de substitution, elle a pu montrer qu'elle était très différente de celle induite par neutron et jouait un rôle important dans la compétition entre l'émission gamma et neutrons. Cependant, son rôle moindre dans la fission était plus ambigu. Pour essayer de comprendre cela, on a étudié le 240Pu, un noyau pair-pair, en utilisant un dispositif expérimental développé par la collaboration pour mesurer simultanément la probabilité de décroissance gamma et fission.Avec ce dispositif une expérience a été réalisée en 2017 au tandem de l'IPN d'Orsay, où on a fait interagir un faisceau de particules alpha, à 30MeV d'énergie, avec la cible de 240Pu. Les particules alpha diffusées inélastiquement, ou éjectiles, étaient détectés par des télescopes, permettant d’identifier le noyau décroissant et de déterminer son énergie d'excitation. Les voies de décroissance du noyau composé formé sont alors identifiées, en coïncidence, par détection des gammas et des fragments de fission. Les probabilités d’émission gamma et de fission sont obtenues en effectuant le rapport du nombre d’éjectiles détectées par le nombre de coïncidences mesurées corrigé des efficacités.Pour interprétation de ces données inédites, nous avons procédé par étapes. Dans un premier temps nous avons ajusté les paramètres du modèle réaction (densités de niveaux, hauteur des barrières de fission, etc.) du noyau composé 240Pu, en se basant sur les données neutroniques de la réaction n+239Pu. Ensuite nous avons calculé les rapports d'embranchement G du noyau composé, soit la probabilité du noyau de décroître par une certaine voie pour un spin, une parité et une énergie d'excitation donnés. Finalement avec M. Dupuis (CEA/DAM/DIF), un calcul de réaction pour prédire la distribution de spin du 240Pu lors de la réaction de diffusion inélastique a été réalisé pour la première fois à l'aide du potentiel optique JLM associé à la méthode QRPA pour décrire les excitations du noyau.La combinaison des distributions de spin et parité calculées et les rapports G, a permis d'extraire des probabilités de décroissance calculées. La comparaison avec nos probabilités mesurées montre un très bon accord, indiquant une bonne compréhension des mécanismes de réaction alpha,alpha'. Une utilisation dans le futur de ce type de réaction pourra apporter des informations supplémentaires à un processus d'évaluation des sections efficaces de capture radiative et de fission pour des noyaux plus exotiques. / This PhD thesis revolves around the study the gamma-decay and fission probabilities of the compound nucleus (CN) 240Pu. These probabilities are obtained by using the surrogate reaction method, which, through charged particle reactions, aims to produce the same compound nucleus as the one that would be formed through a neutron induced reaction, or desired reaction. The objective is to cover the shortage of nuclear data, in cases in which the targets are too radioactive to be measured directly, for astrophysics and applications. As a matter of fact, if the measurement of the desired reaction is not possible, the reaction models reliance is compromised as their parameters cannot be adjusted. In this cases the gamma-decay and fission probabilities of the CN formed through the surrogate reaction, can help to improve the models. To this end, it is crucial to understand the difference between the formation and decay processes in the compound nuclei formed through a surrogate reaction and a neutron induced one.A collaboration between the nuclear physics laboratories, CENBG and CEA/DAM/DIF, is making the state of the art of surrogate reactions advance. In particular giving some insight about the spin distribution of the CN formed with these reactions, which they proved different to that of the nuclei formed through neutron induced reactions and that this played an important role in the competition between gamma-decay and neutron emission. Nevertheless, this does not seem to be the case for fission, whose data are in agreement with neutron induced ones. To better understand this, we have studied 240Pu, an even-even nucleus, using an experimental setup developed by this collaboration to simultaneously measure gamma-decay and fission.With this set-up, we performed an experiment in 2017 at the tandem accelerator at the IPN of Orsay (France). There a 30 MeV alpha particles beam interacted with the 240Pu target. The inelastically scattered alpha particles, ejectiles, were detected by two telescopes, which allow to identify the decaying nucleus and determine its excitation energy. The decay paths of the formed CN were identified, in coincidence with the telescopes, by detecting the gamma-rays and the fission fragments. With this information, the gamma-decay and fission probabilities were obtained by doing the ratio between the number of detected ejectiles and the number of measured coincidences correct by the detection efficiency.To interpret these unique data, we proceeded in three steps. Firstly, we adjusted the reaction model parameters (nuclear level densities, fission barriers, etc.) of the compound nucleus 240Pu with the existing data of the n+239Pu reactions. Then we calculated the branching ratios G of the decaying nucleus, which represent the probability of the nucleus to decay through a certain channel, for a certain excitation energy, spin and parity. Finally, with M. Dupuis (CEA/DAM/DIF), a calculation to predict the spin distribution of the 240Pu formed through the inelastic scattering of alpha particles was done for the first time. The calculation combined a JLM optical potential with the states of the nucleus generated with a QRPA approach.The spin distribution obtained with this calculation was combined with the calculated branching ratios G to calculate the decay probabilities. The comparison of this calculation to our measured probabilities shows a good agreement, which indicates a good a understanding of the reaction mechanism alpha,alpha'. Using this type of inelastic reaction in the future, could provide additional information about the radiative capture and fission cross sections of more exotic nuclei.

Les travaux menés au cours de cette thèse s’inscrivent dans le cadre général de l’évaluation du terme source (relâchement de gaz de fission) en situation incidentelle de type APRP (Accident de Perte de Réfrigérant Primaire). Lors de tels transitoires thermiques, le relâchement de gaz de fission se fait par bouffées successives : une première entre 600°C et 800°C et la seconde à environ 1100°C. Ces travaux de thèse s’intéressent à cette première. Il semblerait que la bouffée à 600-800°C proviendrait du centre de la pastille combustible. L’objectif de cette thèse est d’étudier les mécanismes à l’origine de cette bouffée.Afin de mieux comprendre ces mécanismes, une étude a été menée sur l’ensemble des traitements thermiques réalisés dans la plateforme expérimentale MERARG. L’analyse de cette base de données a révélé 2 points importants : 1) Dans les conditions expérimentales de MERARG, aucune fagmentation significative du combustible n’est observée à des températures inférieures à 1000°C. 2) Le niveau de relâchement de gaz de fission entre 600°C et 800°C semble augmenter avec le temps d’entreposage du combustible.Le premier point indique que la fragmentation du combustible n’est pas une condition nécessaire au relâchement de gaz de fission dans cette gamme de température : d’autres mécanismes peuvent être à l’origine de ce relâchement. Durant l’entreposage, le combustible est soumis principalement à l’auto-irradiation α. Celle-ci a pour effet de créer des défauts dans une zone qui n’en contenait initialement pas. Nous avons démontré que la cinétique du relâchement de gaz de fission entre 600°C et 800°C est concomitante avec la cinétique de recuit de défauts d’autoirradiation α. De plus, une cinétique auto-catalytique de germination-croissance de nano-clusters de gaz a été développée et confrontée aux résultats expérimentaux. En outre, une étude sur matériaux simulants démontre que, sur des pastilles d’UO2 frittées et implantées en xénon, une irradiation en régime électronique a pour effet d’accroitre le relâchement entre 600°C et 800°C. La littérature décrit la remise en solution des bulles de gaz de fission sous l’effet d’une irradiation de ce type. De plus, lors de leur remise en solution, les gaz de fission s’insèrent dans les défauts de la structure cristalline. Lors d’un traitement thermique, le recuit des défauts entraine la mobilité des atomes de gaz de fission insérés de ces mêmes défauts. Par germination-croissance, les paires gaz/défauts rejoignent un chemin de sortie, les gaz de fission sont donc relâchés.Ce travail a donc permis de retenir l’hypothèse d’un mécanisme de relâchement de gaz de fission entre 600°C et 800°C par recuit de défauts sans fragmentation significative du combustible. / The subject of this thesis concerns the evaluation of the source term (fission gas release) in incidental situations of type LOCA (Loss of Coolant Accident) of nuclear fuels. During such thermal transients, the fission gas release is characterized by successive bursts : the first one occurring between 600 and 800°C, and a second one at about 1100°C. This work is about the first burst release. It appear that this one come from the centre of the fuel pellet. The aim of this thesis is to study the mechanisms responsible for the fission gas release between 600°C and 800°C.To this purpose, we collected more than 200 results of thermal treatments carried out using the experimental platform MERARG. The analysis of this database reveals two important results : under the experimental conditions of MERARG, no significant fragmentation of the fuel was observed at temperatures below 1000°C ; the amount of fission gas release between 600°C and 800°C appears to increase with fuel storage time.The first result suggests the fragmentation of the fuel is not a necessary condition for the release of fission gas in this temperature range. Other mechanisms may then be responsible for this gas release. During its storage, the fuel undergoes α particle self-irradiation. We demonstrate that the kinetics of fission gas release between 600°C and 800°C is simultaneous with the kinetics of the annealing of self-irradiation defects at this same temperature. The mechanism involves an autocatalytic process leading to a kinetic of fast germination-growth of gas nano-clusters. This model perfectly explains the experimental results in the database. To confirm this mechanism, a study on surrogate materials demonstrates that, in UO2 pellets sintered and implanted by Xe, irradiations in the electronic regime actually promote the release of implanted Xe at those temperatures. The re-dissolution of the fission gas bubbles by this kind of irradiation is consistent with observations in other contexts. Those conclusions allow to extend the mechanism for release to irradiated fuel.During the storage of the fuel, α self-irradiation promotes the re-dissolution of the trapped gas. The consequences of this effect are particularly important in the region close to the grain boundaries, where the concentration of defects is also larger. The irradiation mechanism increases the fraction of fission gas available for release, depleting the amount of gas initially trapped in bubbles. The gas in solution can effectively be carried by crystal defects, largely available in the irradiated fuel and whose migration at 600-800°C induces the mobility of the fission gas. When they reach an outlet path, the gas can be released from the pellet in a way consistent with the model of autocatalytic germination-growth we developed to explain the macroscopic results of the database.In conclusion, this work supports the hypothesis of a mechanism of fission gas release in the range 600-800°C via a mechanism involving the migration and annealing of defects without significant fragmentation of the fuel.

La connaissance actuelle de la distribution angulaire de la fission induite par neutrons est limitée à une énergie maximum de 15~MeV, avec de grands écarts autour de 14~MeV. Seulement 238U et 232Th ont été étudiés jusqu'à 100 MeV et un seul jeu de données existe. Nous avons réalisé une expérience à n_TOF au CERN pour mesurer les distributions angulaires de fragments de fission jusqu'à 1~GeV pour les isotopes 232Th, 235U , 238U , 237Np.L'expérience a été réalisée à l'aide d'un dispositif expérimental à base de compteurs à avalanche à plaques parallèles (PPAC). La méthode basée sur la détection des 2 fragments en coïncidence permet d'identifier sans ambiguïté la fission des autres réactions, notamment dans le domaine de spallation. Au-dessous de 10 MeV nos résultats sont cohérents avec les données existantes. Par exemple, dans le cas de 232Th , en dessous de 10 MeV ils montrent clairement la variation d'anisotropie se produisant dans les résonances vibrationnelles (1.6 MeV) correspondant à des états de transition de J et K donnés (spin total et sa projection sur l'axe de fission), et après l'ouverture de la deuxième chance de fission (7 MeV). Ils apportent une meilleure précision autour de la troisième chance de fission (14 MeV). Aux énergies intermédiaires, au-dessus de 20 MeV nous avons constaté une anisotropie significative mais bien inférieure à l'unique résultat antérieur. Notre résultat est en accord avec la systématique en fissilité du système composite et avec un modèle incluant les phénomènes essentiels, en particulier le preéquilibre. Dans le cadre de cette comparaison l'anisotropie plus grande que pour la fission induite par protons s'explique parfaitement. J'ai par ailleurs exploré et simulé les expériences de criticité qui permettent de tester la précision des données nucléaires. La section efficace de fission de 237Np induite par neutrons avait été mesurée sur l'installation n_TOF au CERN. Par rapport aux résultats antérieurs la section efficace de fission n_TOF était apparue plus élevée de 6-7% au-delà du seuil de fission. Pour vérifier la pertinence des données de n_TOF, nous avons simulé une expérience de criticité effectuée à Los Alamos avec une sphère contenant 6 kg de 237Np. Cette sphère est entourée par de l'uranium hautement enrichi en 235U de façon à approcher la criticité avec des neutrons rapides. La simulation prédit un facteur de multiplication keff en meilleur accord avec l'expérience (l'écart de -0.75% est réduit à +0.25%) quand on remplace la section efficace de fission de 237Np des bibliothèques évaluées par celle de n_TOF. Nous avons également exploré d'autres effets pouvant expliquer l'écart qui existait entre la mesure de criticité et sa prédiction par les simulations, en particulier nous avons testé la section inélastique de 235U et la multiplicité de neutrons de fission de 237Np. Dans les 2 cas la modification requise pour réconcilier l'écart de criticité n'est pas en accord avec les mesures. Des mesures de taux de fission dans des flux de neutrons dont le spectre est connu indiquent également que la section de fission du 237Np pourrait être plus grande de 4 à 5% par rapport à ce qui était admis aujourd'hui. / The present knowledge of angular distributions of neutron-induced fission is limited to a maximal energy of 15 MeV, with large discrepancies around 14 MeV. Only 238U and 232Th have been investigated up to 100 MeV in a single experiment. The n_TOF Collaboration performed the fission cross section measurement of several actinides (232Th, 235U, 238U, 234U, 237Np) at the n_TOF facility using an experimental set-up made of Parallel Plate Avalanche Counters (PPAC), extending the energy domain of the incident neutron above hundreds of MeV. The method based on the detection of the 2 fragments in coincidence allowed to clearly disentangle the fission reactions among other types of reactions occurring in the spallation domain. I will show the methods we used to reconstruct the full angular resolution by the tracking of fission fragments. Below 10 MeV our results are consistent with existing data. For example in the case of 232Th, below 10 MeV the results show clearly the variation occurring at the first (1 MeV) and second (7 MeV) chance fission, corresponding to transition states of given J and K (total spin and its projection on the fission axis), and a much more accurate energy dependence at the 3rd chance threshold (14 MeV) has been obtained. In the spallation domain, above 30 MeV we confirm the high anisotropy revealed in 232Th by the single existing data set. I'll discuss the implications of this finding, related to the low anisotropy exhibited in proton-induced fission. I also explore the critical experiments which is valuable checks of nuclear data. The 237Np neutron-induced fission cross section has recently been measured in a large energy range (from eV to GeV) at the n TOF facility at CERN. When compared to previous measurements, the n TOF fission cross section appears to be higher by 5-7 % beyond the fission threshold. To check the relevance of n TOF data, we simulate a criticality experiment performed at Los Alamos with a 6 kg sphere of 237Np. This sphere was surrounded by enriched uranium 235U so as to approach criticality with fast neutrons. The simulation predicts a multiplication factor keff in better agreement with the experiment (the deviation of 750 pcm is reduced to 250 pcm) when we replace the ENDF/B- VII.0 evaluation of the 237Np fission cross section by the n TOF data. We also explore the hypothesis of deficiencies of the inelastic cross section in 235U which has been invoked by some authors to explain the deviation of 750 pcm. The large distortion that should be applied to the inelastic cross sections in order to reconcile the critical experiment with its simulation is incompatible with existing measurements. Also we show that the nubar of 237Np can hardly be incriminated because of the high accuracy of the existing data. Fission rate ratios or averaged fission cross sections measured in several fast neutron fields seem to give contradictory results on the validation of the 237Np cross section but at least one of the benchmark experiments, where the active deposits have been well calibrated for the number of atoms, favors the n TOF data set. These outcomes support the hypothesis of a higher fission cross section of 237Np.

Many technical hurdles remain to be overcome before an advanced fuel cycle in which minor actinides from spent nuclear fuel are used to generate power. Three such issues were addressed: criticality safety of minor actinides as compared to currently used fissile isotopes; accuracy of evaluated nuclear data for selected minor actinide high energy fission cross-sections; and the preliminary design optimization of a minor actinide burning/breeding fission blanket in a fission fusion hybrid reactor concept. For minor actinide compositions found in spent fuel, current safety measures for actinide solutions were found to be adequate, though concerns may remain for unmoderated transuranic materials. Additionally, computational results indicated a 5-10% error in the fission cross-section of some minor actinides above the fast fission threshold. Finally, a relatively tall annular fission blanket was found to be the most ideal configuration for the UT fission- fusion hybrid reactor concept, satisfying criticality and power output criteria. / text

At the onset of cell division microtubules growing from spindle pole bodies (SPB) interact with each other to form the mitotic spindle enabling proper chromosome positioning and segregation. However, the exact mechanism of microtubule dynamics and microtubule associated proteins (MAPs) underlying spindle assembly is still not well understood. We developed an in vivo method to observe spindle assembly in the fission yeast Schizosaccharomyces pombe by inducing depolymerization of already formed and grown spindles by subjecting the cells to low temperatures, followed by subsequent repolymerization at a permissive temperature. We observed that microtubules pivot, i.e., perform angular movement around the SPB in a random manner, exploring the intranuclear space. Eventually microtubules extending from opposite SPBs come into contact and establish an antiparallel connection thus reassembling the spindle. Mutant approaches revealed that deletion of ase1 and klp5 did not prevent spindle reassembly, however introduced aberrations during the spindle formation. Amazingly, cut7p showed direct colocalization with microtubule overlap during spindle reassembly. Abrogation of cut7p led to inability to form a functional spindle. Thus, cut7p is the main regulator of spindle formation in fission yeast. None of the mutant strains affected microtubule pivoting, confirming that microtubule pivoting is a random movement unrelated to MAPs.

Il a été établi que l’ARN messager (ARNm) eucaryote ne contient qu’un cadre de lecture ouvert (ORF, open reading frame en anglais) unique appelé CDS (pour coding sequence en anglais) entouré de deux régions non codantes (UTRs, untranslated regions en anglais). Pourtant, il est possible de retrouver dans l’ARNm d’autres ORFs appelés cadres de lecture ouverts alternatifs (altORFs). Ces altORFs peuvent être traduits en protéines fonctionnelles et contribuer à l’enrichissement du protéome. Pour démontrer le potentiel fonctionnel des altORFs dans le génome de plusieurs espèces, nous avons effectué des analyses bio-informatiques. Nos analyses mettent en lumière le potentiel multicodant des ARNms pour des petites protéines pouvant coopérer avec la protéine de référence dans une même voie biologique. Pour illustrer la coopération fonctionnelle entre une protéine alternative et de référence, je me suis intéressée à un altORF et un refORF retrouvés dans le gène SMCR7L. La protéine de référence MiD51 est connue pour son implication dans la fission mitochondriale. J’ai démontré que la protéine alternative altMiD51 est elle aussi impliquée dans la fission mitochondriale, car sa surexpression induit la fragmentation des mitochondries. En conclusion, mes travaux de maîtrise ont permis de consolider le concept de l’existence des altORFs codant pour des protéines fonctionnelles par la caractérisation d’un altORF codant pour altMiD51. J’ai aussi apporté un exemple concret de coopération fonctionnelle dans le dynamisme mitochondrial entre une protéine de référence et une protéine alternative codées à partir du même ARNm. Ces résultats remettent en question le potentiel unicodant de l’ARNm. L’ARNm eucaryote aurait plutôt un potentiel multicodant pour des protéines coopérant de près ou de loin à une même finalité biologique.

Animals, fungi, and amoebas require an actomyosin contractile ring at the division site to perform cytokinesis. The contractile ring initiates and guides the invagination of the plasma membrane as it forms new barriers between the nuclei at the cell equator. Defects in the contractile ring can result in misdirected, delayed, or premature cytokinesis, which leads to abnormal chromosome numbers. Aneuploidies resulting from failed cytokinesis sometimes lead to aggressive forms of cancer. This dissertation was motivated by the goal of better understanding the properties of the contractile ring and how it drives cytokinesis. Actomyosin is initially recruited to the cell equator through the coordination of scaffolding factors, actin-binding proteins, and signaling cascades. Subsequently, the sliding of actin filaments by myosin reshapes the resulting meshwork into a compact ring. Once fully assembled, the contractile ring establishes tension, which leads the plasma membrane inward. The primary motor proteins in the contractile ring of animal cells are class-II nonmuscle myosins, which typically function as bipolar filaments. Filament assembly is activated by phosphorylation and plays a central role in myosin function during cytokinesis. However, many underlying processes that regulate contractile ring function are poorly understood. Current models of cytokinesis have been based on mechanistic insights provided by two decades of work in the fission yeast system Schizosaccharomyces pombe. In fission yeast, the class-II myosin Myo2 provides the major source of motor activity in the contractile ring. Myo2 is two-headed and has a rod-like tail, which is consistent with other class-II myosins. Yet, it was unknown whether Myo2 assembles into filaments, or how phosphorylation affects its activity. To investigate these features, recombinant Myo2 was purified from the baculovirus/Sf9 insect cell expression system. Hydrodynamic measurements were used to examine whether Myo2 forms filaments. These sedimentation velocity data gave no indication that Myo2 self-assembles under the typical physiological salt concentrations, which suggests that Myo2 is unlike any class-II myosin known to date. Myo2 was also treated in vitro with its native kinase Pak1. Phosphorylation of Myo2 molecules had no effect on self-assembly, however it reduced actin-binding in motility assays and increased steady-state ATPase rates by two fold. Our results imply that the function and regulation of fission yeast Myo2 during cytokinesis depends on a specific scaffolding scheme at the plasma membrane, which has not been observed in other eukaryotes. Another interest of this dissertation was how the contractile ring is regulated during cytokinesis. We examined one cytokinesis protein, Cyk3, believed to mediate between the ring and extracellular processes. Genetics and live cell imaging analyses indicated that Cyk3 functions through a catalytically-inactive enzyme domain, which implicated Cyk3's involvement in one of the primary cytokinesis signaling pathways. This dissertation sheds new light on core aspects of how fission yeast undergo cytokinesis, especially with respect to the mechanism of Myo2 activity in the contractile ring. Characterizing the physical and enzymatic properties of an essential myosin in a simple organism should provide insights into cytokinesis in higher organisms.

O Brasil planeja construir uma planta de produção do 99Mo por fissão do 235U, devido à crescente utilização deste radioisótopo no setor de medicina nuclear. Neste trabalho buscou-se estimar as características físico-químicas e radiológicas dos rejeitos radioativos que serão gerados em tal instalação, além de fornecer subsídios teóricos a serem utilizados na definição do gerenciamento desses rejeitos. Estabelecidos dois cenários de produção para este projeto e utilizando-se o código Scale®, foram calculados os inventários radioisotópicos dos fluxos de rejeitos. Considerando-se o processamento químico dos alvos de urânio, foi possível caracterizar os rejeitos a partir de suas características químicas e radiológicas. Utilizando-se o software MicroShield®, determinou-se então as concentrações de atividade desses rejeitos em até 3 meses de produção. Este trabalho ainda apresenta o cálculo das taxas de dose variando-se tanto a espessura da blindagem, a ser utilizada numa embalagem para transporte in-site, quanto a quantidade de rejeito líquido retido em tal embalagem. Os radionuclídeos responsáveis pela maior parcela da dose de radiação foram identificados de forma a facilitar a determinação do método mais apropriado para o gerenciamento dos rejeitos após sua separação e antes de seu armazenamento. Os resultados aqui apresentados constituem uma compilação inicial do que é esperado em termos de rejeitos radioativos líquidos numa planta produtora de 99Mo e podem auxiliar no desenvolvimento do plano de gerenciamento de rejeitos de tal instalação. / Brazil intends to build a facility for the 99Mo production through 235U fission, once this radioisotope is largely used in nuclear medicine. This study aimed at estimating the physical, chemical and radiological characteristics of radioactive waste expected to be generated in that facility, and to provide theoretical subsides that can be used on the definition of a proper waste management system. Two production scenarios were established and the radioisotope inventories of the wastes were calculated by Scale®. From the chemical processing of the uranium targets the wastes were characterized on their chemical and radiological features. MicroShield® was used to determine the activity concentrations up to three months of 99Mo production. In addition, this work presents dose rate calculation for several sizes of shielding and different amount of wastes, collected in a proper package for in-site transportation. Radionuclides responsible for higher doses were identified in order to facilitate choosing the most appropriate method for managing the wastes after their chemical separation and before their storage. These results are part of what is expected on radioactive wastes at a 99Mo production facility and might help on the development of the waste management planning for that facility.