La désexcitation des fragments de fission reste mal comprise et les modèles théoriques ne permettent pas de prédire et d’expliquer toutes les corrélations observées dans le processus de fission. Il y a un besoin important de données simultanées sur les émissions de neutrons et de rayonnements gamma et sur l’énergie cinétique des fragments de fission. Dans ce contexte, l’utilisation d’un détecteur de fragments de fission avec le détecteur CARMEN permettrait de fournir des données contraignantes pour les modèles grâce à la mesure simultanée de la multiplicité neutronique, de l’énergie totale gamma rayonnée, de l’énergie cinétique totale des fragments et potentiellement de l’énergie totale neutron. L’objectif de ce travail de thèse a consisté à développer un détecteur de fragments de fission et à l’utiliser en association avec CARMEN pour réaliser des mesures calorimétriques de la fission. Dans un premier temps, nous avons développé un nouveau détecteur pour l’étude de la fission dont le principe est de mettre un actinide en solution dans un scintillateur organique. Des simulations Monte Carlo et différentes expériences sous faisceau de neutrons ont permis de caractériser et d’optimiser les performances de ce détecteur qui peut être utilisé comme trigger fission pour différentes mesures de sections efficaces de fission, de taux de fission spontanée ou encore comme veto fission. Dans un second temps, nous avons étudié les possibilités de mesure de l’énergie totale gamma et neutron rayonnée dans la fission avec CARMEN grâce à la caractérisation expérimentale de ses performances et à la simulation Monte Carlo et l’analyse de sa réponse « prompte » aux neutrons et aux rayonnements gamma / Still, the nuclear fission process and the de-excitation of the fission fragments is not fully understood. Current theoretical models can not predict and explain correctly every experimentally observed correlations, and new correlated data upon neutron emission, gamma-ray emission and kinetic energy of the fission fragments are needed. In this context, coincident use of a fission fragment detector and the CARMEN detector would provide compelling data for these models by measuring both neutron multiplicity, total gamma-ray energy, total kinetic energy and possibly total neutron energy. The work presented here consists in developing a fission fragment detector and using it together with CARMEN in order to perform fission calorimetry measurements. Initially, we developed a new detector for fission studies whose principle is dissolving the actinide of choice into an organic liquid scintillator. Monte Carlo simulations and neutron induced experiments were used to fully characterize its performances and shown it can be used as a fission trigger for various measurements, such as fission cross section or spontaneous fission rate measurements, and used as a fission veto. The second part of this work was dedicated to the study of CARMEN’s ability to measure the total gamma-ray energy and total neutron energy released in fission. For this purpose, lab characterization of the detector’s performances and Monte Carlo simulation and analysis of its “prompt” response to neutrons and gamma-rays were performed

L’étude des rendements de fission a un impact majeur sur la caractérisation du processus de fission mais également sur le fonctionnement des réacteurs nucléaires. Bien que les rendements de fission thermiques des actinides majeurs (U-235, Pu-239) soient bien connus, ce n’est pas le cas de ceux de l’Am-242, ce que confirment les désaccords observés entre les principales bases de données évaluées. L’utilisation grandissante du combustible MOX dans les réacteurs nucléaires et la réduction de la radiotoxicité des déchets nucléaires nous poussent à étudier l’Am-241 et l’Am-242. Ainsi, les rendements issus de la fission de la réaction Am-241(2n,f) ont été mesurés auprès du spectromètre de masse Lohengrin situé à l’Institut Laue Langevin de Grenoble (France). Ces mesures ont permis la détermination de 41 rendements en masse. De plus, 20 rendements isotopiques ont pu être mesurés par spectrométrie gamma. Les expériences menées dans le cadre de cette thèse avaient également pour but de déterminer si les rendements de fission sont influencés par l’état de spin de l’Am-242. Afin de répondre à cette question, la mesure répétitive de rendements en masse pour différents rapports de taux de fission (Am-242m/Am-242g) a été réalisée. Nos résultats montrent que le spin du noyau cible n’a que peu d’influence sur les rendements en masse. De nouvelles expériences sont proposées afin de déterminer son influence sur les rapports isomériques. Les modèles théoriques actuels sont dans l’incapacité de prédire avec une précision suffisante les rendements de fission. Ainsi, l’industrie nucléaire a recours aux bases de données évaluées et aux modèles phénoménologiques. Néanmoins, les prédictions issues de modèles semi-empiriques implémentés dans le code GEF ont atteint un niveau suffisant pour faire de ce code un outil d’évaluation performant. Le contenu physique, les développements, les validations et l’extension du code seront également présentés dans cette thèse. / The study of fission yields has a major impact on the characterization and understanding of the fission process and is mandatory for reactor applications. While the yields are known for the major actinides (U-235, Pu-239) in the thermal neutron-induced fission, only few measurements were performed on Am-242. Moreover, the two main data libraries do not agree among each other on the light peak. Am-241 and Am-242 are nuclei of interest for the MOX-fuel reactors and for the reduction of nuclear waste radiotoxicity using transmutation reactions. Thus, a campaign of precise measurement of the fission mass yields from the reaction Am-241(2n,f) was performed at the Lohengrin mass spectrometer (ILL, France) for both the light and the heavy peak. Forty-one masses were measured. Moreover, the measurement of the isotopic fission yields on the heavy peak by gamma-ray spectrometry led to the extraction of 20 independent isotopic yields. Our measurement was also meant to determine whether there is a difference in fission yields between the Am-242 isomeric state and its ground state as it exists in fission cross sections. The experimental method used to answer this question is based on the measurement a set of fission mass yields as a function of the ratio of Am-242gs to Am-242m fission rate. Results show that the mass yields are independent of the fission rate ratio. A future experimental campaign is proposed to observe a possible influence on the isomeric yields. The theoretical models are nowadays unable to predict the fission yields with enough accuracy and therefore we have to rely on experimental data and phenomenological models. The accuracy of the predictions of the semi empirical GEF fission model predictions makes it a useful tool for evaluation. This thesis also presents the physical content and part of the development of this model. Validation of the kinetic energy distributions, isomeric yields and fission yields predictions was performed. The extension of the GEF model at high energy is also presented.

Le dioxyde d'uranium (UO2) est le combustible nucléaire le plus largement utilisé dans les réacteurs nucléaires à travers le monde. En conditions d’exploitation, UO2 est soumis au flux de neutrons et subit des réactions en chaîne de fission nucléaire, ce qui crée un grand nombre de produits de fission et des défauts ponctuels. L'étude du comportement des produits de fission et des défauts ponctuels est importante pour comprendre les propriétés du combustible sous irradiation. Nous effectuons des calculs de structure électronique basés sur la théorie de la fonctionnelle de la densité (DFT) pour modéliser les dégâts d’irradiation à l'échelle atomique. La méthode DFT+U est utilisé pour décrire les fortes corrélations des électron 4f du cérium et des électrons 5f de l’uranium dans les matériaux étudiés (UO2, CeO2 et (U, Ce)O2). (U, Ce)O2 est étudié car il est considéré comme un matériau modèle peu radioactif d'oxydes d’actinides mixtes comme (U, Pu)O2 qui est le combustible d'oxydes mixtes (MOX) utilisé dans les réacteurs à eau légère et les réacteurs à neutrons rapides. Le dioxyde de cérium (CeO2) est étudié pour des données de référence de (U, Ce)O2. Nous effectuons une étude DFT+U des défauts ponctuels et des produits de fission gazeux (Xe et Kr) dans CeO2 et comparons nos résultats à ceux déjà existants pour l’UO2. Nous étudions les propriétés en volume, ainsi que le comportement des défauts pour (U, Ce)O2, et comparons nos résultats à ceux de (U, Pu)O2. En outre, pour l'étude des défauts dans UO2, des améliorations méthodologiques sont explorées considérant l'effet de couplage spin-orbite et l’effet de taille finie de la supercellule de modélisation. / Uranium dioxide (UO2) is the most widely used nuclear fuel in existing nuclear reactors around the world. While in service for energy supply, UO2 is submitted to the neutron flux and undergoes nuclear fission chain reactions, which create large number of fission products and point defects. The study of the behavior of the fission products and point defects is important to understand the fuel properties under irradiation. We conduct electronic structure calculations based on the density functional theory (DFT) to model this radiation damage at the atomic scale. The DFT+U method is used to describe the strong correlation of the 4f electrons of cerium and 5f electrons of uranium in the materials studied (UO2, CeO2 and (U, Ce)O2). (U, Ce)O2 is studied because it is considered as a low radioactive model material of mixed actinide oxides such as the MOX fuel (U, Pu)O2 used in light water reactors and fast neutron reactors. Cerium dioxide (CeO2) is studied to provide reference data of (U, Ce)O2. We perform a DFT+U study of point defects and gaseous fission products (Xe and Kr) in CeO2 and compare our results to the existing ones of UO2We study the bulk properties as well as the behavior of defects for (U, Ce)O2, and compare our results to the ones of (U, Pu)O2. Furthermore, for the study of defects in UO2, methodological improvements are explored considering the spin-orbit coupling effect and the finite-size effect of the simulation supercell.

Ce travail de thèse porte sur l’étude et la réalisation d'une nouvelle génération de capteurs ultrasonore dédiés à la caractérisation des gaz de fission. Plus généralement, ces études concernent le développement de l’instrumentation du réacteur d’essai des matériaux Jules Horowitz (RJH), visant entre autre à effectuer le contrôle in situ de la composition du gaz libéré afin d’optimiser la durée de vie du combustible et le taux de combustion. La température de fonctionnement de ce nouveau réacteur devant se situer dans la plage entre 200 °C à 400 °C, la principale problématique concerne donc le développement d’un matériau piézoélectrique, capable de fonctionner dans la plage de température requise, et son intégration à un dispositif de détection.Nous proposons l’utilisation du sodium titanate de bismuth (NBT) développé par la méthode de la sérigraphie. Dans le but d'optimiser les conditions de fabrication des matériaux, plusieurs versions de matériaux piézoélectriques ont été produites au cours de cette thèse. Chacun des matériaux a été caractérisé (paramètres morphologiques, chimiques, électriques, diélectriques, piézoélectriques et électromécaniques) et des tests en fonction de la température ont été conduits. Après avoir démontré une bonne répétabilité dans la production du matériau, le protocole de fabrication des capteurs a été déterminé et un prototype de capteur ultrasonore a été réalisé.Ces capteurs ont été fabriqués par dépôt du matériau actif sur un substrat d'alumine. Après caractérisation des propriétés des capteurs, des essais ont montré une sensibilité acoustique importante à température ambiante. De plus, la possibilité d'une détection de gaz sur une gamme de pression de 50 à 70 bars a été démontrée par l'intégration d’un capteur dans une enceinte. Pour vérifier la possibilité d'application du capteur à la détection de gaz dans des environnements hostiles (haute température), un modèle théorique basé sur les propriétés électromécaniques et les équations d’adaptation d’impédance a été introduit. Il a été démontré théoriquement que le capteur est capable d'effectuer des mesures de gaz de la température ambiante jusqu’à 350 °C. / This Ph.D. thesis is dedicated to the development of a new generation of ultrasonic sensors devoted to fission gas characterization. More generally, these studies concern the development of instrumentation for the Jules Horowitz material testing reactor (JHR) aiming to perform in-situ control of the released gas composition for optimization of burn-up rate and fuel rod lifetime. The operation temperature of this new reactor will be in the range of 200 °C - 400 °C. Hence, the main problem concerns the development of piezoelectric material, able to operate in the required temperature range, and its integration with a sensor device.To resolve this problem, we propose to use the sodium bismuth titanate (NBT) ceramic material developed by the screen-printing technique. Several versions of piezoelectric materials were produced during this research, with the purpose of optimizing material manufacturing conditions Each material was characterized (morphological, chemical, electric, dielectric, piezoelectric and electromechanical parameters) and “tests as a function of temperature” were carried out. After demonstrating repeatability in material fabrication, the protocol for NBT sensor production was determined and a prototype of the ultrasonic sensor was fabricated.The sensor was fabricated by deposition of an active material onto an alumina substrate. After characterization of sensor properties, acoustic tests showed a high sensitivity of measurements at ambient temperature (25 °C). Furthermore, by integration of sensors into a pressurized enclosure the possibility of gas detection in the range from 50 to 70 bars was demonstrated. To verify the sensor’s applicability to gas detection under harsh temperature environment, a theoretical model based on electromechanical properties and impedance matching equations was introduced. It was theoretically demonstrated that the sensor is able to perform gas measurements from ambient temperature up to 350 °C.

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s'agit d'abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l'Américium et du Curium) au-delà de l'uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l'incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c'est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L'objectif de ce travail est ici d'actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l'243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d'244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,) et de diffusion inélastique (n,n') ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d'actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d'étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l'242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l'américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d'erreurs a permis d'interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes.

In the event of a nuclear power plant accident, fission products could be released into the atmosphere potentially affecting the health of local citizens. In order to triage the possibly large number of people impacted, a detection device is needed that can acquire data quickly and that is sensitive to internal contamination. The portal monitor TPM-903B was investigated for use in the event of a fission product release. A list of fission products released from a Pressurized Water Reactor (PWR) was generated and separated into two groups--Group 1 (gamma- and beta-emitting fission products) and Group 2 (strictly beta-emitting fission products.) Group one fission products were used in the previously validated Monte Carlo N-Particle Transport Code (MCNP) model of the portal monitor. Two MIRD anthropomorphic phantom types were implemented in the MCNP model--the Adipose Male and Child phantoms. Dose and Risk Calculation software (DCAL) provided inhalation biokinetic data that were applied to the output of the MCNP modeling to determine the radionuclide concentrations in each organ as a function of time. For each phantom type, these data were used to determine the total body counts associated with each individual gamma-emitting fission product. Corresponding adult and child dose coefficients were implemented to determine the total body counts per 250 mSv. A weighted sum of all of the isotopes involved was performed. The ratio of dose associated with gamma-emitting fission products to the total of all fission products was determined based on corresponding dose coefficients and relative abundance. This ratio was used to project the total body counts corresponding to 250mSv for the entire fission product release inhalation--including all types of radiation. The developed procedure sheets will be used by first response personnel in the event of a fission product release.

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.

La marge sud péruvienne est située au niveau d’une zone majeure de subduction océan continent depuis au moins le Paleozoique inférieur. C’est dans ce cadre que s’est formé l’un des plus importants orogènes du monde : les Andes Centrales. En effet, l’épaisseur crustale y est >60 km et ce sur une importante surface. Cependant, on considère actuellement que ce surrépaississement a été acquis incrémentalement seulement depuis ~30 Ma. Dans le but de comprendre comment et quand ce surrépaississement est apparu, la majeure partie des études précédentes s’est focalisée sur l’évolution de l’arc magmatique et sur l’histoire de la déformation, du soulèvement et de l’érosion de la zone d’arrière arc. Cependant, l’évolution tectonique et thermique de l’avant arc reste mal connue bien que cette zone soit susceptible de bien enregistrer les changements liés à la dynamique de subduction.Cette thèse à pour objectif de mieux contraindre l’évolution thermique et les couplages entre les processus magmatiques, tectoniques et sédimentaires depuis 200 Ma dans l’avant-arcactuel du sud du Pérou. De nouvelles données géo-thermochronologiques couplées à une nouvelle carte tecto-stratigraphique éclaircissent l’évolution de la marge péruvienne depuis le Jurassique. Trois périodes clefs sont analysées dans ce mémoire : le début de l’épaississement crustal, les déformations de l’avant-arc associées à la formation de l’Orocline bolivien et l’épaississement crustal de l’orogène des Andes Centrales pendant le Néogène.Nous montrons que l’épaississement crustal a probablement commencé entre 90 et 50Ma après plus de 200 Ma d’amincissement, et ce a la faveur d’une évolution en trois étapes :croissance initiale (90-74 Ma), « flare-up » (74-62 Ma) et effondrement extensionnel (62-50Ma). L’extension a ensuite prédominé dans l’avant-arc tout en diminuant progressivement jusqu’à ~30 Ma. Par ailleurs, nous mettons en évidence d’importantes zones de faillesnormales orientées perpendiculairement à la marge sud-péruvienne et qui délimitent de grands blocs basculés vers le nord-ouest. Ces déformations révèlent une extension parallèle à l’orogène dans l’avant arc pendant le Paléogène, probablement due à la formation de l’Orocline bolivien par rotation antihoraire de blocs rigides. Enfin, les traits géomorphiques visibles dans la zone cotiere du sud du Pérou permettent de définir deux périodes de soulèvement de la surface (entre 23 et 10 Ma et depuis ~4.5 Ma), séparées par une période de subsidence (entre ~10 et ~4.5 Ma). La même chronologie ayant été décrite sur le versant Amazonien de l’orogène, nous proposons que cette évolution soit due à des variations à grande échelle de l’épaisseur crustale ; le soulèvement de la surface étant provoqué par addition à la croûte de magma d’origine mantellique et la subsidence par un flux de matériel crustal ductile depuis les zones précédemment sur-épaissies. / The southern Peruvian margin has been located above a major ocean-continentsubduction zone since at least the Early Paleozoic, resulting in the formation of one of thelargest orogens in the world: the Central Andes, where crustal thickness is >60 km over a largearea. This overthickening is currently thought to have occurred incrementally only during thelast 30 Ma. To understand how and when crustal overthickening was acquired, most of theprevious studies have focused on the magmatic arc evolution and on deformation, uplift anderosion history of the backarc. The tectono-thermal Cenozoic evolution of the forearc remainspoorly known, whereas it is a zone prone to recording changes in subduction dynamics.The objective of this dissertation is to address the thermal evolution and the couplingbetween magmatic, tectonic and sedimentary processes over the past 200 Ma in the presentdayforearc of southern Peru where the crust thickens from ~30 km along the coastline tomore than 60 km under the present-day volcanic arc. New geo- and thermochronological datacoupled to a novel geological map illuminate the evolution of the south Peruvian margin sincethe Jurassic. Three key periods of the margin evolution are addressed in this dissertation: theonset of crustal thickening, the deformations associated in the forearc with the formation ofthe Bolivian Orocline and the Neogene crustal thickening of the Central Andean orogen.We show that crustal thickening likely began between 90 and ~50 Ma after more than200 My of lithospheric thinning during a three step evolution of the magmatic arc as follows:growth (90-74 Ma), flare-up (74-62 Ma), extensional collapse (62-50 Ma). Extension prevailedin the forearc since then and waned until ~30 Ma. In addition, we evidence important normalfault zones striking perpendicular to the southern Peruvian margin that delineate largenorthwestward tilted blocks. This deformation reveals orogen parallel extension in the forearcduring the Paleogene likely due to the formation of the Bolivian Orocline by counterclockwiserotation of rigid blocks. Finally, geomorphic features in the coastal area of southern Perureveal two periods of surface uplift (~23 to 10 Ma and since ~4.5 Ma), separated by a period ofsurface subsidence (from ~10 to ~4.5 Ma). The same chronology has been described on theAmazonian side of the Central Andean orogen. We thus propose that this evolution is due tolarge-scale crustal thickness variations; surface uplift being triggered by addition of mantlederivedmagmas to the crust and subsidence by ductile flow away from the previouslyoverthickened crust.

Les rendements des produits de fission font partie des données nucléaires sur lesquellesreposent les simulations neutroniques. L’objectif de cette thèse est d’apporter de nouvellesmesures de rendements de fission de deux noyaux fissiles : le 241Pu et l’233U. Ces noyauxappartiennent respectivement au cycle du combustible de l’uranium et à celui du thorium.Ces mesures ont été réalisées auprès du spectromètre de masse Lohengrin de l’InstitutLaue Langevin (ILL) à Grenoble. Le spectromètre est combiné avec une chambre d’ionisationpour mesurer les rendements en masse de l’233U et du 241Pu et avec un dispositif despectrométrie gamma pour déterminer les rendements isotopiques de l’233U.Une nouvelle procédure d’analyse innovante a été mise en place dans le but de maîtriserles systématiques et de réduire les biais expérimentaux. La matrice de variance-covarianceassociée à nos mesures de rendements a ainsi pu être calculée pour la première fois. / Fission product yields are significant nuclear data for neutronic simulations. The purposeof this work is to improve fission yield knowledge for two fissile nuclei : 241Pu and 233U. Thoseare respectively involved in the uranium and thorium nuclear fuel cycle.The measurements are performed at the Lohengrin mass spectrometer of the InstitutLaue-Langevin (ILL) located in Grenoble. The spectrometer is combined with an ionizationchamber to measure mass yields of 241Pu and 233U and with a gamma spectrometry set-upto determine isotopic yields of 233U.A new analysis method of experimental data has been developed in order to controlsystematics and to reduce experimental biases. For the first time, the experimental variancecovariancematrix of our measured fission yields could be deduced.

Le procédé PUREX utilise comme molécule extractante le tri-butyl-phosphate (TBP) pour assurer l’extraction et la purification de l’uranium et du plutonium des combustibles nucléaires usés. Bien que le retour d’expérience industriel soit très positif, des améliorations de ce procédé sont possibles notamment pour le futur traitement de combustibles plus riches en plutonium. Les extractants de la famille des N,N-dialkylamides (monoamides) ont montré par le passé une potentialité avérée pour remplacer le TBP : ils permettent de co-extraire l’uranium et le plutonium puis de dés-extraire sélectivement le plutonium par une diminution de l’acidité du milieu, supprimant ainsi les opérations de réduction du plutonium consommatrices en réactif potentiellement toxique (hydrazine). Le travail de recherche mené au cours de cette thèse vise à comprendre et modéliser l’extraction de certains produits de fission et actinides mineurs : césium, europium, américium, ruthénium et technétium, éléments qui ne doivent pas contaminer les matières recyclées. Les systèmes extractants choisis pour l’étude sont constitués des monoamides N,N-di (éthyl-2 hexyl) butanamide (DEHBA), N,N-di (éthyl-2 hexyl) isobutanamide (DEHiBA), du mélange de ces deux monoamides, de N-méthyl-N-octyl-(2-ethyl)hexanamide (MOEHA) et de TBP, extractant actuellement utilisé à l’usine AREVA de La Hague, dilués dans le tétrapropylène hydrogéné (TPH). Pour y parvenir, une démarche multi-échelle a été mise en place avec l’acquisition de données de distribution et de données thermodynamiques. Ces données ont servi de support pour élaborer des modèles permettant de simuler le comportement des différents éléments dans les cycles d’extraction actuel ou futur. En parallèle et lorsque les conditions chimiques des systèmes le permettaient, des études de spéciation des phases organiques ont été entreprises, afin d’obtenir des informations sur la stœchiométrie des complexes formés et sur les mécanismes mis en jeu au cours de l’extraction.De ces travaux peuvent se dégager un certain nombre de conclusions :- l’extraction des nitrates de césium, d’europium et d’américium par les monoamides est très faible et a pu être correctement modélisée,- l’extraction du technétium par les monoamides semble répondre au même mécanisme que dans le cas du TBP : le technétium est principalement co-extrait en phase organique en formant des complexes mixtes avec l’uranium. En effet, un anion pertechnétate se substitue à un anion nitrate dans les complexes formés entre l’extractant et le nitrate d’uranyle, selon un mode de coordination monodenté, conduisant à une extraction exacerbée du technétium. La modélisation de l’extraction du technétium par les monoamides a pu être améliorée en reconsidérant l’estimation des écarts à l’idéalité en phase aqueuse avec une nouvelle variation du coefficient d’activité de l’acide pertechnétique en solution binaire dans l’eau,- avec les monoamides comme avec le TBP, le ruthénium est faiblement extrait en phase organique mais cette fraction extraite, aussi faible soit elle, constitue une contamination résiduelle du solvant. Les données acquises, grâce à la mise au point d’un protocole de préparation de solutions simulées, sont représentatives du comportement du ruthénium dans les conditions d’extraction des procédés. Les modèles développés permettent de très bien reproduire le comportement du ruthénium dans les opérations d’extraction de procédés mis en œuvre à l’échelle pilote, sur des solutions de dissolution réelles,- une approche nouvelle pour le calcul des coefficients d’activité en phase organique a été développée. Elle explicite les écarts à l’idéalité liés à l’association en phase organique via les équilibres de complexation, mais aussi, et pour la première fois, les effets liés à la répulsion entre espèces en les considérant comme des sphères dures. / The PUREX process is a solvent extraction method dedicated to the reprocessing of irradiated nuclear fuel in order to selectively extract uranium(VI) and plutonium(IV) from fission products and minor actinides. The tri-n-butylphosphate (TBP) is used as the extractant in the organic phase. Within the frame of the development of Generation IV reactors, new liquid-liquid extraction processes are under development for the reprocessing of spent nuclear fuels. The N,N-dialkylamides (monoamides) already showed their potentiality as promising alternative extractant to TBP for nuclear fuel reprocessing: they are able to extract U(VI) and Pu(IV) selectively by adjusting the nitric acid concentration without using Pu(IV) reducing agents. This study aims at understanding and modeling the extraction of some fission products and minor actinides: cesium, europium, americium, ruthenium and technetium, which may occur as impurities in the organic phase. In the present study, the extraction properties of N,N-di (ethyl-2 hexyl) butanamide (DEHBA), N,N-di (ethyl-2 hexyl) isobutanamide (DEHiBA), as well as a mixture of these two monoamides, N-methyl-N-octyl-(2-ethyl)hexanamide (MOEHA) and TBP, the extractant currently used in the PUREX process at the La Hague plant, diluted in TPH, were studied. For that purpose, a multi-scale approach has been used to describe the extraction mechanisms combining two different descriptions. Distribution and thermodynamic data were first determined from batch experiments. Based on these data, thermodynamic models were developed and are able to predict the behaviour of the different elements in current or future processes. Dedicated methods were also performed to obtain information about the stoichiometry of the extracted species and about the mechanisms involved during the extraction step.The main conclusions that can be deduced from this study are:- even if the extraction of cesium, europium and americium nitrates with monoamides is very low, models have been developed and fit the experimental data with good agreement,- the same mechanism may be involved in the extraction of technetium with TBP or monoamides: technetium is preferentially co-extracted in organic phase as mixed uranium-technetium species. Indeed, one TcO4- anion replaces one NO3- ion in a monodentate coordination mode in the uranium-monoamide complex. The developed thermodynamic models, that have been improved by taking into account a new variation of the pertechnetic acid activity coefficient in binary solution, fit very well the experimental data,- with monoamides as with TBP, ruthenium is poorly extracted but remains troublesome in the spent fuel reprocessing industry because of its retention in the irradiated solvent. Distribution data have first been determined from batch experiments thanks to the development of a new methodology for simulated ruthenium spent fuel dissolution solutions preparation. The developed thermodynamic models fit very well the batch experimental data. Thus, they was then used to simulate ruthenium behaviour in counter-current hot tests performed in mixer-settlers- a new approach for the activity coefficient calculation in organic phase has been developed. The MSA theory (Mean Spherical Approximation) was chosen for this purpose to explicitly describe both association and repulsive forces.Finally, this work that includes a macroscopic study (distribution and thermodynamic data acquisition and modeling) and molecular investigations (ESI-MS, FT-IR and X-ray absorption analysis supported by theoretical calculations) provides a new insight in the description of solvent extraction mechanism.