Les transistors HEMTs (High Electron Mobility Transistors) de la filière GaN sont destinés à des applications dans les domaines militaire et spatial. C’est pourquoi nous avons étudié l’influence de trois types de stress électriques : à canal ouvert, à canal pincé et NGB (Negative Gate Bias), ainsi que l’influence de neutrons thermalisés avec une fluence pouvant aller jusqu’à 1,7.1012 neutrons.cm-2, sur leurs performances électriques dc.Dans un premier temps, nous avons étudié des HEMTs AlInN/GaN de laboratoire. Pour les trois stress, nous avons observé une dégradation due à la création de pièges accepteurs et donneurs au cours des différents stress et à la présence de pièges préexistants. Nous avons ensuite irradié ces composants par des neutrons thermalisés et avons observé une légère dégradation des performances électriques des transistors non stressés et stressés à canal ouvert ou pincé. En revanche, nous avons mis en lumière une légère amélioration pour les transistors ayant subi un stress NGB. Nous avons également irradié des MOS-HEMTs AlInN/GaN et conclu que ceux-ci étaient plus sensibles vis à vis des irradiations.Dans un deuxième temps, nous avons stressé de manière analogue des HEMTs AlGaN/GaN du commerce. Dans le cas du stress à canal ouvert, nous avons observé une diminution importante du courant de drain tandis que pour les stress à canal pincé et NGB le courant de drain augmente légèrement à cause d’une libération de pièges préexistants sous l’action du champ électrique vertical. Lors des irradiations avec des neutrons thermalisés, ces transistors, stressés ou non, subissent là encore des dégradations. / The GaN based HEMTs (High Electron Mobility Transistors) are excellent candidates for military and spatial applications. That’s why we have analysed the influence of three different types of bias stress: on-state stress, off-state stress and NGB (Negative Gate Bias), and the influence of thermalized neutrons with a fluence up to 1.7x1012 neutrons.cm-2, on their dc electrical performances.First, we have studied laboratory AlInN/GaN HEMTs. For the three conditions of stress, we have observed a degradation due to pre-existing traps and to the creation of acceptor and donor traps during the stress. Then, we have irradiated these components with thermalized neutrons and we have found a small degradation of the electrical performances of unstressed and on-state stressed and off-state stressed transistors. On the other hand, we have highlighted a slight improvement for NGB stressed components. We have also irradiated AlInN/GaN MOS-HEMTs and we have concluded that they are more sensible to irradiation.In a second time we have stressed in the same way commercial AlGaN/GaN HEMTs. For the on-state stress, we have observed an important increase in the drain current. However, the drain current increases for the on-state and NGB stressed components due to a release of electrons from pre-existing traps under vertical electrical field. During the irradiation with thermalized neutrons, the unstressed and stressed transistors are degraded and a small decrease in the drain current is visible.

Cette thèse se situe dans une démarche de transfert de connaissances fondamentales vers un domaine appliqué : la compréhension de mécanismes interfaciaux intervenant dans les processus de sols pollués par des hydrocarbures. Nous avons entrepris l'étude de systèmes modèles par des techniques neutroniques à partir d'un phénomène bien décrit théoriquement : le profil d'adsorption critique. La technique de réflectivité de neutrons est appliquée à l'interface liquide-vapeur de différents mélanges binaires (méthanol deutéré-cyclohexane, méthanol-cyclohexane deutéré et perfluorohexane-hexane). Les données expérimentales sont analysées selon les prédictions théoriques de Fisher et De Gennes et Liu et Fisher, qui prévoient une décroissance du profil de concentration en loi de puissance (avec un exposant valant 0,52) prolongée par une exponentielle. La valeur universelle de l'exposant est confirmée. Les amplitudes trouvées pour les mélanges méthanol-cyclohexane obéissent aux relations prévues mais l'adsorption est plus importante pour le mélange perfluorohexane-hexane. La réussite de cette expérience nous a permis d'une part d'étendre l'étude des profils d'adsorption à la zone non critique et d'autre part d'appliquer les techniques neutroniques (réflectivité et diffusion de neutrons aux petits angles) à un système modèle eau/polluant/sol : eau/2,5 dimethylpyridine/silice. Ces mesures ont mis en évidence des difficultés expérimentales nouvelles, qui n'ont pu toutes être résolues dans le cadre de ce travail, ainsi que des difficultés d'analyse qui demandent un travail spécifique de modélisation. Cependant, elles montrent que les techniques en question sont potentiellement utilisables dans l'étude de certains mécanismes environnementaux et une partie des résultats obtenus constituent une base intéressante pour le développement d'études ultérieures.

Les transistors HEMTs (High Electron Mobility Transistors) de la filière GaN sont destinés à des applications dans les domaines militaire et spatial. C’est pourquoi nous avons étudié l’influence de trois types de stress électriques : à canal ouvert, à canal pincé et NGB (Negative Gate Bias), ainsi que l’influence de neutrons thermalisés avec une fluence pouvant aller jusqu’à 1,7.1012 neutrons.cm-2, sur leurs performances électriques dc.Dans un premier temps, nous avons étudié des HEMTs AlInN/GaN de laboratoire. Pour les trois stress, nous avons observé une dégradation due à la création de pièges accepteurs et donneurs au cours des différents stress et à la présence de pièges préexistants. Nous avons ensuite irradié ces composants par des neutrons thermalisés et avons observé une légère dégradation des performances électriques des transistors non stressés et stressés à canal ouvert ou pincé. En revanche, nous avons mis en lumière une légère amélioration pour les transistors ayant subi un stress NGB. Nous avons également irradié des MOS-HEMTs AlInN/GaN et conclu que ceux-ci étaient plus sensibles vis à vis des irradiations.Dans un deuxième temps, nous avons stressé de manière analogue des HEMTs AlGaN/GaN du commerce. Dans le cas du stress à canal ouvert, nous avons observé une diminution importante du courant de drain tandis que pour les stress à canal pincé et NGB le courant de drain augmente légèrement à cause d’une libération de pièges préexistants sous l’action du champ électrique vertical. Lors des irradiations avec des neutrons thermalisés, ces transistors, stressés ou non, subissent là encore des dégradations. / The GaN based HEMTs (High Electron Mobility Transistors) are excellent candidates for military and spatial applications. That’s why we have analysed the influence of three different types of bias stress: on-state stress, off-state stress and NGB (Negative Gate Bias), and the influence of thermalized neutrons with a fluence up to 1.7x1012 neutrons.cm-2, on their dc electrical performances.First, we have studied laboratory AlInN/GaN HEMTs. For the three conditions of stress, we have observed a degradation due to pre-existing traps and to the creation of acceptor and donor traps during the stress. Then, we have irradiated these components with thermalized neutrons and we have found a small degradation of the electrical performances of unstressed and on-state stressed and off-state stressed transistors. On the other hand, we have highlighted a slight improvement for NGB stressed components. We have also irradiated AlInN/GaN MOS-HEMTs and we have concluded that they are more sensible to irradiation.In a second time we have stressed in the same way commercial AlGaN/GaN HEMTs. For the on-state stress, we have observed an important increase in the drain current. However, the drain current increases for the on-state and NGB stressed components due to a release of electrons from pre-existing traps under vertical electrical field. During the irradiation with thermalized neutrons, the unstressed and stressed transistors are degraded and a small decrease in the drain current is visible.

Dans le cadre de ce travail, nous nous sommes intéressés à un concept innovant d'empoisonnement homogène des neutrons par insertion de terres rare (erbium et gadolinium) dans les gaines en alliage de zirconium pour les réacteurs à eau pressurisée. L'étude des équilibres entre phases des alliages erbium-zirconium et gadolinium-zirconium est indispensable comme préalable à la mise en oeuvre industrielle de ce procédé prometteur d'empoisonnement. Ce travail a consisté à déterminer expérimentalement le diagramme de phases du système erbium-zirconium. Nous avons, par le biais de différentes caractérisations, obtenu des données diagrammatiques. Avec celles-ci, nous proposons un nouveau tracé du diagramme de phases. Celui-ci est radicalement différent de celui disponible dans la littérature. Nous avons modélisé le système par l'approche CALPHAD. Nous avons également déterminé les limites de solubilité des solutions solides terminales du système gadolinium-zirconium. Les données obtenues expérimentalement sont en accord avec le tracé expérimental de la littérature et avec le modèle thermodynamique disponible. Afin de prendre en compte l'oxydation des gaines en service, nous nous sommes également intéressés aux systèmes erbium-oxygène-zirconium et gadolinium-oxygène-zirconium. Le premier système a fait l'objet d'une étude expérimentale. Nous avons mis en place un procédé de synthèse par métallurgie des poudres, incluant la synthèse de celles-ci à partir de métaux massifs. La caractérisation des échantillons ternaires nous a permis de proposer deux coupes isothermes (800°C et 1100°C). Pour le système gadolinium-oxygène-zirconium, nous avons prédit les équilibres entre phases à différentes températures à l'aide de calculs effectués à partir d'une base de données que nous avons construite avec les modèles thermodynamiques de la littérature des systèmes oxygène-zirconium, gadolinium-zirconium et sesquioxyde de gadolinium-zircone. Enfin, nous avons travaillé avec des alliages erbium-zirconium fabriqués en milieu industriel. Nous nous sommes intéressés à leurs propriétés mécaniques en traction, en lien avec leur microstructure. Nous avons mis en évidence l'effet durcissant de l'erbium, notamment à 325?°C

Le futur Réacteur d'irradiation Jules Horowitz (RJH) constituera à partir de 2016 sur le site du CEA Cadarache (France) un outil unique dédié aux besoins de l'industrie et de la recherche dans le domaine de l'énergie nucléaire. La qualité des programmes de recherche qui seront conduits dans le RJH dépendra pour une grande part de la bonne connaissance et de la maîtrise des conditions expérimentales dans les canaux d'essais. Dans ce contexte, le CEA et Aix-Marseille Université conduisent conjointement un projet scientifique et technique baptisé IN-CORE. Ce projet a pour but d'améliorer la connaissance des flux neutroniques et photoniques du cœur du réacteur RJH. Un des enjeux est donc d'identifier les détecteurs capables de mesurer de tels flux et de déterminer les méthodes d'interprétation des signaux les plus appropriées. Les travaux de thèse s'inscrivent dans ce programme ambitieux et ont pour objectif d'étudier les potentialités et l'intérêt de la combinaison des mesures des rayonnements dans la perspective d'une meilleure évaluation des niveaux de flux neutroniques, rayonnement gamma et d'échauffement nucléaire dans les emplacements expérimentaux du RJH. Une première étape du projet a consisté à réaliser et exploiter un dispositif de mesure appelé CARMEN-1, adapté à la cartographie des conditions d'irradiation du réacteur OSIRIS (France). Cette expérience a été l'occasion de tester l'ensemble des détecteurs des flux de rayonnement susceptibles de répondre aux besoins du RJH, notamment ceux récemment développés. / A new Material Testing Reactor (MTR), the Jules Horowitz Reactor (JHR), is under construction at the CEA Cadarache (French Alternatives Energies and Atomic Energy Commission). From 2016 this new MTR will be a new facility for the nuclear research on materials and fuels. The quality of the experiments to be conducted in this reactor is largely linked to the good knowledge of the irradiation conditions. Since 2009, a new research program called IN-CORE “Instrumentation for Nuclear radiations and Calorimetry Online in Reactor” is under progress between CEA and Aix-Marseille University. This program aims to improve knowledge of the neutron and photon fluxes in the RJH core. One of the challenges is to identify sensors able to measure such fluxes in JHR experimental conditions and to determine how to analyse the signals delivered by these sensors with the most appropriate methods. The thesis is part of this ambitious program and aims to study the potential and the interest of the combination of radiation measurements in the prospect of a better assessment of the levels of neutron flux, gamma radiation and nuclear heating in the JHR experimental locations. The first step of IN-CORE program was to develop and operate an instrumented device called CARMEN-1 adapted to the mapping of the OSIRIS reactor (France). This experiment was the opportunity to test all the radiation sensors which could meet the needs of JHR, including recently developed sensors.

Dans le cadre de ce travail, nous nous sommes intéressés à un concept innovant d’empoisonnement homogène des neutrons par insertion de terres rare (erbium et gadolinium) dans les gaines en alliage de zirconium pour les réacteurs à eau pressurisée. L’étude des équilibres entre phases des alliages erbium–zirconium et gadolinium–zirconium est indispensable comme préalable à la mise en oeuvre industrielle de ce procédé prometteur d’empoisonnement. Ce travail a consisté à déterminer expérimentalement le diagramme de phases du système erbium–zirconium. Nous avons, par le biais de différentes caractérisations, obtenu des données diagrammatiques. Avec celles-ci, nous proposons un nouveau tracé du diagramme de phases. Celui-ci est radicalement différent de celui disponible dans la littérature. Nous avons modélisé le système par l’approche CALPHAD. Nous avons également déterminé les limites de solubilité des solutions solides terminales du système gadolinium–zirconium. Les données obtenues expérimentalement sont en accord avec le tracé expérimental de la littérature et avec le modèle thermodynamique disponible. Afin de prendre en compte l’oxydation des gaines en service, nous nous sommes également intéressés aux systèmes erbium–oxygène–zirconium et gadolinium–oxygène–zirconium. Le premier système a fait l’objet d’une étude expérimentale. Nous avons mis en place un procédé de synthèse par métallurgie des poudres, incluant la synthèse de celles-ci à partir de métaux massifs. La caractérisation des échantillons ternaires nous a permis de proposer deux coupes isothermes (800°C et 1100°C). Pour le système gadolinium–oxygène–zirconium, nous avons prédit les équilibres entre phases à différentes températures à l’aide de calculs effectués à partir d’une base de données que nous avons construite avec les modèles thermodynamiques de la littérature des systèmes oxygène–zirconium, gadolinium–zirconium et sesquioxyde de gadolinium–zircone. Enfin, nous avons travaillé avec des alliages erbium–zirconium fabriqués en milieu industriel. Nous nous sommes intéressés à leurs propriétés mécaniques en traction, en lien avec leur microstructure. Nous avons mis en évidence l’effet durcissant de l’erbium, notamment à 325‰°C / This work is a contribution to the development of innovating concepts for fuel cladding in pressurized water nuclear reactors. This concept implies the insertion of rare earth (erbium and gadolinium) in the zirconium fuel cladding. The determination of the phase equilibrium in the systems is essential prior to the realisation of such a promising solution. This study consisted in the experimental determination of the erbium–zirconium phase diagram. For this, we used many different techniques to get diagram data like solubility limits and solidus, liquidus or invariant temperatures. With these data, we were able to give a new diagram, very different from the literature one. With the experimental data we collected, we also assessed the diagram, using the CALPHAD approach. In this work, we also determined the solubility limits of the gadolinium–zirconium system. Those limits had never been determined before, and the values we obtained are in excellent agreement with the experimental and with the assessed diagrams. Because these alloys are subjected to oxygen diffusion throughout their life, we focused our attention on the erbium–oxygen–zirconium and gadolinium–oxygen–zirconium system. The first system has been investigated experimentally.We used many different synthesis techniques, and we finally have opted for a powder metallurgy one. As raw material, we fabricated powder from erbium and zirconium bulk metals using hydrogen absorption/desorption. With the formed ternary pellets, we investigated the phase equilibria at 800°C and 1100°C. With the obtained data, we propose two isotherms at those two temperatures. For the gadolinium–oxygen–zirconium system, we calculated the phase equilibria at temperatures ranging from 800°C to 1100‰°C, using a homemade database compiled from literature assessments of the oxygen–zirconium, gadolinium–zirconium et gadolia-zirconia systems. We also determined the mechanical properties, in connexion with the microstructure, of industrial quality alloys in order to identify the influence of erbium content. We highlighted the hardening influence of erbium at 325‰°C

Dans le cadre de l'amélioration et de la qualification des formulaires de calcul neutronique, ce travail de thèse consiste en la conception, l'optimisation et le développement de techniques de mesures par spectrométrie g de paramètres intégraux, dans les réacteurs EOLE et MINERVE. L'objectif est d'aboutir à des résultats de mesure maîtrisés et d'incertitude réduite. In fine, les progrès réalisés visent à progresser sur l'interprétation des écarts calcul / expérience et à améliorer la connaissance de données nucléaires de base et en particulier de sections efficaces intégrales de capture et de fission. Tout d'abord, il s'agissait de caractériser l'instrumentation utilisée par le passé afin d'identifier et de quantifier les erreurs commises sur les mesures de paramètres neutroniques. La thèse met en évidence l'existence d'un biais systématique allant jusqu'à 12% sur les mesures de recalage de taux de fission et jusqu'à 3% sur les mesures de laplacien géométrique axial, en raison d'une mauvaise prise en compte du phénomène de temps mort sur les anciennes chaînes de mesure (amplificateur 2026 et codeur / analyseur PCA3). Grâce à une étude comparative aboutissant à leur remplacement par des systèmes numériques DSP2060, ces biais systématiques ont été supprimés. La mise en place d'une méthodologie d'optimisation de ses réglages permet désormais un fonctionnement précis à mieux que 0.5% jusqu'à un taux de comptage de 1.5'105 s-1. Ce travail offre de nouvelles perspectives d'expériences qui n'auraient pu être réalisées auparavant avec un niveau d'incertitude suffisant. Ensuite, une analyse critique des méthodes de traitement des données brutes de mesure et de propagation des incertitudes a été menée. Des sources d'erreurs systématiques, qui n'étaient pas prises en compte par le passé, sont désormais corrigées. Elles concernent l'influence de la décroissance d'activité sur la correction du temps mort (environ 2%), le phénomène de coïncidences vraies (environ 5%) et les effets d'angle solide sur l'autoabsorption g (environ 8%). Par ailleurs, la mise en place de méthodes rigoureuses de propagation des incertitudes permet la réduction au moins d'un facteur 3 de l'incertitude sur la mesure de paramètres fondamentaux de la neutronique - recalage de taux de fission (environ 0.6%) et laplacien géométrique axial (environ 0.7%) - et au moins d'un facteur 2 sur la mesure du taux de conversion de l'uranium 238 (environ 1.5%). Ces progrès sont mis à profit pour la conception et la réalisation de mesures participant à la qualification de sections efficaces d'actinides (232Th, 236U, 237Np, 242Pu) et d'absorbants neutroniques (151Eu, 153Eu, 164Dy, 170Er, 180Hf). La comparaison des mesures de rapports cadmium et d'indices de capture, par rapport à des calculs déterministes APOLLO2 et probabilistes MCNP4C2 avec les bibliothèques JEF2.2 , ENDF/B-VI.8 ou JEFF3.1, met en évidence des biais systématiques atteignant jusqu'à 50% sur certaines sections de capture, avec une incertitude expérimentale meilleure que 2%. Enfin, des expériences dédiées à la qualification de données de décroissance ont été mises au point pour la toute première fois au LPE. Une erreur de 5% sur l'évaluation JEFF3.1 de la période radioactive du strontium 92 a été identifiée. Cette donnée nucléaire a été réévaluée par des expériences spécifiques, conduisant à une incertitude diminuée d'un facteur 2. Par ailleurs, des fluctuations des rendements de fission de la réaction 235U(n,f) ont été observées entre des spectres neutroniques thermique et épithermique, allant de -0.8% à +2%. L'étude aboutit à l'émission de recommandations sur les méthodes d'évaluation du rendement effectif de fission pour des réacteurs de type sous-modéré.

Le travail de cette thèse porte sur le développement de modèles neutroniques innovants pour le couplage avec la thermohydraulique, associant précision et temps de calcul raisonnable. Un des cas d'application principaux étant le réacteur à sel fondu, à spectre neutronique rapide et en cycle thorium MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteur de 4ème génération à combustible liquide circulant, la prise en compte du mouvement des précurseurs de neutrons retardés et des phénomènes associés est nécessaire. Les études de conception de ce type de réacteur ont été le point de départ de ces développements, via le besoin d'une représentation multiphysique adaptée pour l'obtention d'une image globale et la réalisation d'études de transitoire.Dans un premier temps un couplage stationnaire a été développé, associant un modèle neutronique basé sur une approche stochastique, et un code de CFD (Computational Fluid Dynamics) résolvant les équations de Navier Stokes des écoulements turbulents ainsi que le transport des précurseurs de neutrons retardés. Ce modèle neutronique intègre l'effet lié au transport de ces précurseurs par une reconstruction de la gerbe prompte qu'ils génèrent. Cette approche dite par gerbe considère le réacteur critique comme un système sous-critique prompt amplifiant la source de neutrons retardés.Dans un second temps, un modèle neutronique basé sur une version temporelle des matrices de fission (Transient Fission Matrix ou TFM) a été développé afin de réaliser des études de transitoires. Le modèle TFM permet, en un premier calcul des matrices avec un code stochastique (MCNP, SERPENT), de réaliser une caractérisation de l'ensemble de la réponse neutronique spatiale et temporelle du réacteur avec une précision proche de celle du calcul Monte Carlo. Dans un second temps cette information est utilisée pour les calculs de transitoires tout en gardant un temps de calcul réduit. Le modèle TFM, utilisable pour différents types de systèmes, permet également le calcul de paramètres cinétiques effectifs tels que la fraction effective de neutrons retardés ou le temps de génération effectif. Différents cas d'application ont été utilisés afin de vérifier et d'illustrer cette approche sur des calculs temporels ou de paramètres cinétiques.Enfin le modèle TFM a été implémenté dans le code de thermohydraulique OpenFOAM. Ce couplage a été testé sur un benchmark numérique à géométrie simplifiée, puis des calculs sur le MSFR ont été réalisés, pour des transitoires normaux (suivis de charge) ou accidentels (insertions de réactivité, sur-refroidissements). / In this PhD thesis, we describe the development of innovative neutronic models for their coupling with thermalhydraulics such that they combine precision and reasonable computational times. One of the main cases where this method is applied is the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) whose combines a fast neutron spectrum with a thorium cycle. In this fourth generation reactor, the motion of the delayed neutron precursors and the associated phenomena have to be taken into account due to the liquid fuel circulation. The starting point for these developments was the preliminary design of this type of system where a dedicated multi-physical representation was needed to study the reactor performance in steady and transient conditions.As a first step, a stationary coupling was developed. A neutronic model based on a stochastic approach was associated to a CFD (Computational Fluid Dynamics) code to solve the Navier Stokes equations for turbulent flows and the transport of the delayed neutron precursors. The impact of this precursor motion is taken into account by reconstructing the prompt shower that they generate. This approach, called by shower, views the critical reactor as a prompt subcritical reactor that amplifies a source of delayed neutrons.A second step consisted in developing a neutronic model based on a time dependent version of the fission matrices (Transient Fission Matrix or TFM) so as to enable reactor transient studies. With the TFM model, an initial computation of the matrices with a stochastic code (MCNP, SERPENT) allows the characterization of the global spatial and time dependent neutronic response of the reactor with a precision close to that of a Monte Carlo calculation. The information thus obtained is then used to calculate transients, while retaining the advantage of reduced computational time. The TFM model, which can be used for various system concepts, also allows the evaluation of effective kinetic parameters such as the effective fraction of delayed neutrons or the effective generation time. The method was applied to various cases in order to verify it and demonstrate the approach for time dependent or kinetic parameter calculations.Finally, the TFM model was integrated in the OpenFOAM thermalhydraulic code. The coupling was first tested on a simple geometry numerical benchmark. Subsequently, it was applied to the MSFR to calculate normal (load-following) and accidental (reactivity insertion, over-cooling) transients.

Les études de scénarios d'un parc électronucléaire, ainsi que les études de sûreté, sont essentielles pour explorer les différentes stratégies du nucléaire du futur. Pour mener à bien ces études, il est nécessaire d'estimer le temps d'irradiation d'un combustible donné, ainsi que sa composition isotopique pendant la campagne de production d'électricité. Ces estimations reposent sur des simulations de réacteurs nucléaires, dont les calculs d'évolution doivent être les plus représentatifs possible. Les schémas de calcul classiquement utilisés s'effectuent en deux étapes : un calcul cellule pour résoudre l'équation du transport des neutrons (de type déterministe ou Monte Carlo) suivi d'un calcul cœur (déterministe). Le calcul cellule est une simulation d'évolution d'un assemblage dans des conditions infinies. À partir de ce calcul, des sections efficaces homogénéisées et condensées, ainsi que des grandeurs de diffusion, sont calculées comme données d'entrée pour l'étape suivante, celle du calcul cœur. Le calcul cellule est donc une étape fondamentale et celui-ci doit être le plus représentatif possible d'un assemblage du cœur. Or, les approximations à la base de ce modèle sont nombreuses, plus particulièrement les fuites neutroniques sont négligées. L'objectif de ce travail est d'étudier les effets physiques de fuites neutroniques et de quantifier les biais associés par rapport à une simulation infinie. Dans une première partie, la problématique des fuites neutroniques axiales est étudiée. Dans ce cas, les fuites de neutrons provoquent une variation forte du spectre neutronique localisée dans les derniers centimètres de l'assemblage ainsi qu'une variation plus faible mais globale sur l'ensemble de l'assemblage. Une deuxième partie est dédiée aux fuites radiales de neutrons. L'effet des assemblages voisins, ainsi que le comportement particulier des assemblages en position périphérique sont étudiés et les biais de composition en fin d'irradiation sont quantifiés. Un calcul d'évolution d'un réacteur très simplifié permet de visualiser, dans une dernière partie, l'ensemble des effets physiques observés et qui impactent l'évolution de l'irradiation. De nombreuses approximations du calcul cellule restent à explorer, comme le suivi de réactivité, par l'intermédiaire de la concentration du poison de neutrons thermiques solubilisé dans le modérateur ou présent dans le combustible. Cependant, la détermination des phénomènes physiques à prendre en compte pour le calcul cellule représente une première étape indispensable vers une amélioration de la représentativité du calcul cellule, voire conduire à des nouvelles méthodes de simulation d'un cœur du réacteur. À terme, les quantifications des biais liés aux fuites neutroniques serviront à estimer l'incertitude sur les compositions isotopiques du combustible en fin d'irradiation. Ces incertitudes, propagées dans les études de scénarios, permettront de quantifier le degré de validité des résultats obtenus. / Scenario studies of an electronuclear fleet, as well as safety studies, are essential to explore the different nuclear strategies of the future. To carry out these studies, it is necessary to estimate the irradiation time of a given fuel and its composition during the electricity production campaign. These estimates are based on the simulations of nuclear reactors, for which the calculations of the evolution must be as representative as possible. The calculation schemes usually used are divided into two stages: a cell calculation to solve the neutron transport equation (deterministic or Monte Carlo simulation) followed by a core calculation (deterministic code) The cell calculation is a simulation of the evolution of an assembly under infinite conditions. Based upon this calculation, homogenized and condensed cross-sections along with scattering quantities are calculated as input data for the next stage, the core calculation. The cell calculation is therefore a fundamental step and must be representative of a core assembly evolution as much as possible. However, the approximations used for this model are numerous, especially the neutron leakages are neglected. The objectives of this work is to study the physical effects of neutron leakage and to compute the associated biases compared to an infinite assembly simulation. In the first part, the problem of axial neutron leakage will be broached. In this case, neutron leakage causes a strong variation of the neutron spectrum in the last centimeters of the assembly as well as a smaller variation but over the entire assembly. The second part deals with the radial leakage. The effect of the neighboring assemblies and the particular behavior of the assemblies in the peripheral position are studied. Moreover, the isotopic composition biases at the end of the cycle are quantified. In the third and last part, a simplified calculation of the evolution of a reactor enables to visualize all the observed physical effects impacting the evolution of the irradiation. Several other approximations of the cell calculation are still to be investigated, such as the reactivity monitoring through the concentration of thermal neutron poison dissolved in the moderator or present in the fuel. Nonetheless, establishing of the physical phenomena taken into account for the cell calculation represents an essential first step towards an improvement of the cell calculation and may lead to new simulation methods for reactor cores. In the future, the quantification of the biases related to neutron leakage will be used to estimate the uncertainties on the isotopic composition of the fuel at the end of the cycle. These uncertainties, propagated into the scenarios studies, will assess the validity of the obtained results.

Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID étudié en France au CEA, ces innovations portent sur le design géométrique du coeur et notamment l’intégration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie supérieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs hétérogènes sont caractérisés par des vidanges en sodium proches de zéro résultant de fortes compensations entre les différentes zones du coeur. L’évaluation des grandeurs neutroniques d’intérêt nécessitent alors des outils de calculs robustes dans le but de traiter rigoureusement le transport des neutrons, et notamment au niveau des interfaces entre milieux. Le premier travail de thèse a donc consisté à améliorer la méthodologie existante permettant d’évaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’intérêt. Ces améliorations ont consisté à développer une méthode d’analyse spécifique basée sur la théorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de réduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’intérêt par rapport à des méthodes de référence (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus précises, et notamment des coefficients locaux de contre-réactions utilisés pour les analyses de transitoires non-protégés caractérisant le niveau « naturel » de « sûreté » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances et la sûreté du coeur en termes de marges à prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maîtriser et de les réduire afin de conserver les gains envisagés par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les données nucléaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnée), les données technologiques (données de fabrication et notamment la géométrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’évolution du bilan matière dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schémas de calculs (et de la modélisation) et des méthodes utilisées. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradié et la thermique du combustible sont elles-mêmes fortement affectées par celles sur les données nucléaires. La propagation des incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de corrélation. Cette complexité est en outre accrue si l’on souhaite évaluer la corrélation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associées. Le deuxième objectif de la thèse a donc consisté à mettre en place une méthodologie permettant de propager les incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques. Cette méthodologie se base sur l’évaluation de coefficients locaux de sensibilités permettant de déterminer les corrélations entre les différents paramètres neutroniques. (...) / Fast reactors (FR) can give value to the plutonium produced by the existing light water reactors and allow the transmutation of a significant part of the final nuclear waste. These features offer industrial prospects for this technology and new projects are currently studied in the world such as ASTRID prototype in France. Future FRs will have also to satisfy new requirements in terms of competitiveness, safety and reliability. In this context, the new core concept envisaged for ASTRID incorporate innovative features that improve the safety of the reactor in case of accident. The proposed design achieves a sodium voiding effect close to zero: it includes a fertile plate in the middle of the core and a sodium plenum in the upper part in order to increase the neutron leakage in case of sodium voiding. This heterogeneous design represents a challenge for the calculation tools and methods used so far to evaluate the neutronic parameters in traditional homogeneous cores. These methods have been improved over the thesis to rigorously treat the neutron streaming, especially at the mediums interfaces. These enhancements have consisted in the development of a specific analysis methodology based on perturbation theory and using a modern three dimensional Sn transport solver. This work has allowed on the one hand, to reduce the bias on static neutronic parameters in comparison with Monte Carlo methods, and, on the other hand, to obtain more accurate spatial distributions of neutronic effects including the reactivity feedback coefficients used for transient analysis. The analysis of the core behavior during transients has also allowed estimating the impact of reactivity feedback coefficients assessment improvements. In conjunction with this work, innovative methods based on the evaluation of local sensitivities coefficients have been proposed to assess the uncertainties associated to local reactivity effects. These uncertainties include the correlations between the different local parameters. The propagation during transients with these methods has allowed an estimation of temperature distributions achieved in the core and also to determine the available safety margins before sodium boiling.