Le terme d'énergie de symétrie (Csym) contenu à l'intérieur de l'équation d'état de la matière nucléaire est étudié via l'isoscaling et les formes des distributions isotopiques pour les réactions 40,48Ca+40,48Ca à une énergie incidente de 35 MeV/A. Les collisions périphériques et semi-périphériques sont étudiées. Un couplage entre deux appareils expérimentaux, le spectromètre VAMOS et le multidétecteur INDRA, a été fait. VAMOS a permis de mesurer la charge et la masse des résidus d'évaporation du quasi-projectile (PLF) avec grande précision. Les particules légères chargées ont été mesurées simultanément avec INDRA, permettant d'estimer le paramètre d'impact et l'énergie d'excitation ainsi que de reconstruire le fragment primaire, parent du PLF. L'étude des PLF montre la présence d'un effet pair-impair associé aux effets de désintégrations secondaires. L'extraction d'une information concernant Csym par l'étude des PLF, dans le cadre de cette thèse, est donc difficile, d'où la nécessité de reconstruire le fragment primaire. En étudiant les fragments primaires reconstruits, nous observons une évolution du paramètre Csym/T en fonction de la charge. Cette évolution est attribuée au degré d'excitation des fragments. De plus, la forme des distributions globales de Csym/T nous permet d'extraire le rapport des contributions de surface et de volume à l'énergie de symétrie. Ces rapports nous montrent des effets de surface importants, appuyés par les calculs théoriques. À partir des températures extraites par les spectres en énergie des protons, une valeur de Csym est extraite. Ces valeurs, autour de 30 MeV, sont cohérentes avec des valeurs autour de la densité de saturation.

Les forces nucléaires jouent un rôle très important dans l'évolution de la structure nucléaire ainsi que pour fixer les limites de liaison nucléaire. L'étude des noyaux riches en neutrons est primordiale pour déterminer ces limites et pour expliquer la disparition et la création de nouvelles fermetures de couches loin de la stabilité. Nous avons étudié le noyau peu lié et riche en neutrons de 26F afin de sonder l'interaction πd5/2×υd3/2. En effet, ce noyau peut être modélisé comme un cœur fermé de 24O auquel s'ajoutent un proton fortement lié en πd5/2 interagissant avec un neutron non lié en νd3/2. Les états ainsi formés sont les états J = 1, 2, 3, 4 de parité positive. Leur détermination permettrait de quantifier l'intensité de l'interaction πd5/2×υd3/2. Parmi ces états, celui de spin J = 1 (état fondamental) et J = 2 (premier état excité) étaient déjà connus. La recherche de l'état J = 4 a fait l'objet de recherches au sein de notre groupe à GANIL au travers une expérience de décroissance β. Le noyau de 26F a été produit par fragmentation d'un faisceau radioactif de 36S et sélectionné à l'aide du spectromètre LISE. Ces noyaux ont ensuite été implantés dans un détecteur de Silicium à deux faces, chacune composée de seize bandes verticales ou horizontales. Ce détecteur a permis de réaliser une corrélation spatiale et temporelle entre les ions implantés et leurs produits de décroissance (rayonnements β et γ). Nous avons alors pu observer la transition γ M3 retardée de l'état isomérique J = 4 vers l'état fondamental J = 1, obtenant ainsi l'énergie d'excitation de cet état isomérique à 643.4 keV. Nous avons également déterminé plusieurs nouveaux états dans les noyaux de 25-26Ne peuplés par la décroissance β de l'état fondamental et isomérique du 26F. Nous avons extrait un taux isomérique d'environ 40% et ainsi ajusté la masse précédemment déterminée du 26F en fonction de ce taux, donnant ΔM = 270 (50) keV. L'état J = 3 a été peuplé et étudié à GSI lors d'une expérience de retrait d'un proton à partir d'un faisceau radioactif de 27Ne, produisant ainsi le 26F dans ses différents états parmi lesquels l'état non lié J = 3 décroissant selon la voie 25F + n. Les ions ont été identifiés et suivis à l'aide de détecteurs à fibres tandis que les neutrons ont été détectés dans LAND. Nous avons pu extraire l'énergie d'excitation de l'état J = 3, complétant ainsi le quadruplet d'états J = 1 - 4. Nous avons ensuite comparé les énergies de liaison expérimentales de ces états J = 1 - 4 aux résultats de calculs issus du modèle en couche et de la théorie Coupled Clusters afin de tester le pouvoir de prédiction de ces modèles loin de la stabilité où une forte asymétrie entre l'énergie de liaison des protons et des neutrons existe. Le modèle en couche prédit des états globalement plus liés que ceux trouvés expérimentalement, tandis que les calculs issus de la théorie Coupled Clusters incluant les forces à trois corps et le couplage au continuum sont en très bon accord avec les énergies de liaison expérimentales. Le noyau de 28Ne faisait partie du cocktail de noyaux radioactifs produits lors de l'expérience de décroissance β menée au GANIL. Même si sa décroissance β était déjà en partie connue, son étude nous a apporté de nouvelles informations. Combinée à une expérience de décroissance γ en vol réalisée récemment à NSCL, nous avons pu déterminer deux nouveaux états J = 3 et J = 4, provenant du même couplage πd5/2×υd3/2 que dans le noyau de 26F. Nous avons alors cherché à déterminer s'il existait une dépendance systématique des prédictions du modèle en couche avec l'asymétrie entre l'énergie de liaison des protons et des neutrons. Pour cela nous avons comparé les énergies de liaison expérimentales des états J = 1 - 4 du 28Na et ceux déjà connus du 30Al avec les calculs issus des modèles USDA et USDB. Nous avons trouvé un écart systématique entre les énergies de liaison expérimentales et celles calculées par le modèle en couche pour les isotones N=17 : les états sont prédits trop liés pour le 26F qui se trouve à la limite de liaison nucléaire, tandis qu'ils ne sont pas prédits suffisamment liés pour le 30Al qui se situe proche de la stabilité. Cela suggère que l'interaction proton-neutron effective utilisée dans le modèle en couche ne prend pas correctement en compte l'influence de l'asymétrie entre l'énergie de liaison des protons et des neutrons, ce qui est essentiel pour modéliser les noyaux de la vallée de stabilité jusqu'à la limite de liaison nucléaire.

Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur Minerve, permettent de tester de nombreux paramètres neutroniques sur des matériaux, des combustibles ou des isotopes spécifiques. Généralement, les effets attendus sont très faibles, tout au plus de l'ordre de la dizaine de pcm. La modélisation de ces expériences doit donc être particulièrement précise, afin d'obtenir un retour fiable et précis sur les paramètres ciblés. En particulier, les biais de calcul doivent être clairement identifiés, quantifiés et maîtrisés afin d'obtenir des informations pertinentes sur les données nucléaires de base. L'enjeu de cette thèse est le développement d'un schéma de calcul de référence, dont les incertitudes sont clairement identifiées et quantifiées, permettant l'interprétation des mesures par oscillation. Dans ce document plusieurs méthodes de calcul de ces faibles effets en réactivité sont présentées, basées sur des codes de calculs neutroniques déterministes et/ou stochastiques. Ces méthodes sont comparées sur un benchmark numérique, permettant leur validation par rapport à un calcul de référence. Trois applications sont ici présentées dans le détail : une méthode purement déterministe utilisant la théorie des perturbations exacte pour la qualification des sections efficaces des principaux produits de fission en REP, dans le cadre d'études sur l'estimation de la perte du réactivité du combustible au cours du cycle ; une méthode hybride, basée sur un calcul stochastique et la théorie des perturbations exacte, permet d'obtenir un retour précis sur les données nucléaires de bases d'isotopes, dans notre cas l'241Am; et enfin, une troisième méthode, reposant sur un calcul perturbatif Monte Carlo, est utilisée pour une étude de conception.

Ce travail de thèse répond à un besoin de qualification des outils permettant decalculer les échauffements photoniques dans les réacteurs nucléaires. En effet, laproblématique des échauffements g dans les matériaux de structure a pris de l'importanceces dernières années, notamment pour la sûreté des réacteurs de 3ème génération danslesquels un réflecteur lourd en acier est introduit.Les photons présents dans le coeur sont tous directement ou indirectement issus desinteractions des neutrons avec la matière. Ils sont créés au moment de l'interaction ou endifféré par l'intermédiaire de noyaux créés au moment de l'interaction. Par conséquent, lepremier axe de travail a été d'effectuer une analyse critique des données de productionphotonique dans les bibliothèques de données nucléaires standards. La découverted'omissions dans la bibliothèque JEFF-3.1.1 nous a amené à proposer une méthode deproduction de nouvelles évaluations contenant de nouveaux spectres d'émission de photong. Ces nouvelles évaluations ont ensuite été proposées et en partie acceptées pour lanouvelle version de la bibliothèque JEFF.Il existe deux codes de transport de particules développés au CEA : TRIPOLI4 etAPOLLO2. Le deuxième axe de travail a été de qualifier ces deux codes. Pour cela, nousavons interprété les mesures d'échauffement g effectuées dans le cadre du programmeexpérimental PERLE. Des détecteurs thermoluminescents (TLD) ont été introduits dans unréflecteur lourd en acier entourant un réseau de crayons combustibles. Nous avons dûproposer un schéma de calcul spécifique aux deux codes afin de calculer la réponse desTLD.Les comparaisons calcul-mesure ont montré que TRIPOLI4 permettait decorrectement estimer l'échauffement dans le réflecteur relativement à l'échauffement dans lazone fissile. En effet, les écarts calcul-mesure sont inférieurs à l'incertitude expérimentale à1s. Pour le calcul APOLLO2, nous avons tout d'abord commencé par une phase devalidation par rapport à TRIPOLI4 afin d'estimer les biais liés aux approximations imposéespar le traitement déterministe du transport des particules. Après cette phase de validation,nous avons pu montrer qu'APOLLO2, comme TRIPOLI4, permettait d'estimer correctementl'échauffement dans le réflecteur avec des écarts calcul-mesure comparables à l'incertitudeexpérimentale.

Lorsque les verres bioactifs entrent en contact avec des tissus vivants, une série de réactions physico-chimiques (dissolution, précipitation...) ont lieu à l'interface matériau / os, et conduisent à la formation d'une couche phosphocalcique, dont la composition est proche de la phase minérale de l'os (hydroxyapatite). La couche d'apatite sert de site de minéralisation pour les cellules osseuses, ce qui permet in fine un lien intime entre le verre bioactif et les tissus osseux. Ce lien est caractéristique de la bioactivité, qui peut être modulée via plusieurs paramètres du verre comme la composition en éléments majeurs et traces ou les propriétés texturales (surface spécifique, porosité).Dans ce contexte, nous avons élaboré des verres bioactifs dans des systèmes binaires (SiO2-CaO) et ternaires (SiO2-CaO-P2O5). Ces verres ont été dopés en ions zinc et magnésium via la voie sol-gel. Grâce à l'emploi de tensioactifs, nous avons obtenu des verres mésostructurés. Enfin, en utilisant des méthodes dites " d'opale inverse ", des verres à macroporosité organisée ont été synthétisés. L'influence de ces paramètres sur la réactivité des verres au contact d'un milieu biologique (DMEM) a principalement été étudiée par des techniques utilisant des microfaisceaux d'ions. L'émission X induite par particules chargées (PIXE) combinée à la spectrométrie de rétrodiffusion Rutherford (RBS) a en effet démontré des effets évidents sur la cinétique, l'amplitude et la distribution spatiale des réactions physico-chimiques.

Chez les patients diabétiques, le flux hépatique du glucose est perturbé affectant les voies qui lui sont associées telle que la voie de biosynthèse des hexosamines (HBP). Cette voie permet la production d'UDP-GlcNAc à partir du glucose. Ce substrat est engagé dans une modification post-traductionnelle (PTM) réversible des protéines appelée O-GlcNAcylation. Elle consiste à transférer du GlcNAc à partir d'UDP-GlcNAc sur un résidu serine ou thréonine. Une O-GlcNAcylation anormale des protéines contribue à la glucotoxicité hépatique et au diabète de type 2. FXR (Farnesoid X Receptor), un récepteur nucléaire fortement exprimé dans le foie, contrôle le métabolisme des acides biliaires ainsi que l'homéostasie glucidique et lipidique. Après son activation par un ligand et son hétérodimérisaton avec RXR (Retinoid X Receptor), FXR régule la transcription de gènes cibles en se fixant sur ses éléments de réponse. L'expression génique de FXR est augmentée dans des modèles animaux de diabète et ses activités transcriptionnelles en font une cible thérapeutique potentielle dans le contrôle des troubles métaboliques. Considérant ces informations, nous avons émis l'hypothèse que FXR est un substrat de la HBP et que les variations des flux hépatiques de glucose affectent son activité transcriptionnelle. Nous avons démontré, par différentes techniques, que FXR est O-GlcNAcylé in vitro et in vivo et que le glucose augmente sa fixation sur ces éléments de réponse et son activité transcriptionnelle. En outre, nous avons montré que l'inhibition de la voie HBP diminue l'expression génique et protéique de FXR mais également que la sérine 62 joue un rôle important dans la MPT de ce récepteur nucléaire. En conclusion, nos résultats montrent que le récepteur nucléaire FXR est sensible aux variations hépatiques des flux de glucose et que la O-GlcNAcylation de FXR augmente son activité transcriptionnelle ainsi que son expression génique et protéique dans différents modèles hépatiques humains et murins.

Les éléments LINE-1 (L1) sont les seuls éléments transposables autonomes et actifs, constituant 20% de notre ADN. Ils prolifèrent via un intermédiaire ARN dans un processus appelé rétrotransposition. Les L1s encodent deux protéines, ORF1p et ORF2p, qui s’associent avec l’ARN du L1 pour former une particule ribonucléoprotéique (RNP), constituant l’intermédiaire fonctionnel de la rétrotransposition. Les L1s « sautent » activement dans les cellules germinales, les cellules souches embryonnaires et dans l’embryon précoce, conduisant occasionnellement à des maladies génétiques. Ils sont également exprimés et mobiles dans un certain nombre de cancers. Les sites d’intégration des L1s sont généralement considérés comme aléatoires, les déterminants moléculaires de leur insertion demeurant mal connus. Afin d’éclaircir ce processus, nous avons d’abord exploré les propriétés biochimiques des RNPs du L1, en mesurant leur activité transcriptase inverse in vitro sur une collection variée de substrats d’ADN. Nous avons observé que des substrats, qui diffèrent par leur séquence ou leur structure, ne sont pas tous utilisés efficacement par les RNPs du L1 pour amorcer la transcription inverse. Notre travail suggère que la spécificité et la flexibilité de l’initiation de la transcription inverse du L1 participe aux choix du site d’insertion. Dans un second temps, nous avons recherché des partenaires cellulaires de la RNP du L1 qui pourraient contribuer à la rétrotransposition et/ou la réguler, par des cribles double-hybride chez la levure. Nous avons découvert que la protéine ORF2p interagit avec un groupe de récepteurs nucléaires. Ces derniers possèdent un domaine de liaison à l’ADN qui reconnaît des séquences d’ADN spécifiques réparties dans le génome, et un domaine de liaison du ligand, qui permet d’activer la transcription des gènes cibles. Nos données suggèrent que ces facteurs participent à la rétrotransposition des L1s, possiblement en ciblant leurs RNPs dans certaines régions du génome. Dans leur ensemble, nos travaux ont contribué à améliorer notre compréhension de la relation entre éléments transposables et génome hôte, et de leur impact sur la plasticité du génome humain. / LINE-1 (L1) elements are mobile genetic elements, comprising up to 20% of the contemporary human genome, in which they are the only autonomously active element. They replicate through an RNA intermediate in a process named retrotransposition. Replication-competent L1 copies code for two proteins, ORF1p and ORF2p, that associate in cis with their own RNA to form a ribonucleoprotein complex (RNP), the functional intermediate of retrotransposition. L1s « jump » actively in germ cells, embryonic stem cells and in the early embryo, leading occasionally to genetic diseases. These elements are also expressed and mobile in a number of cancers. L1 insertion sites are generally considered as random. The molecular determinants of L1 insertion, as well as many steps of the retrotransposition cycle, remain uncertain. To get further insight in the molecular mechanisms of L1 retrotransposition, we first explored the biochemical properties of the L1 RNP, by measuring their reverse transcriptase activity in vitro on various DNA substrates. Using this approach, we observed that L1 RNPs do not equally extend DNA substrates, which differ in sequence or structure, to initiate cDNA synthesis. Our work suggests that the specificity and flexibility of L1 reverse transcription priming contribute to the choice of target sites. In a second approach, we performed yeast two-hybrid screens in order to discover cellular partners of the L1 RNP, which could contribute and/or regulate retrotransposition, We found that ORF2p interacts with a group of nuclear receptors. These proteins contain a DNA binding domain, which recognizes specific DNA sequences spread in the genome, and a ligand binding domain, driving transcriptional regulation of target genes. Our data suggest that these factors participate to L1 retrotransposition, potentially by tethering L1 RNPs to specific genomic regions. Altogether, this work has contributed to a better understanding of the relationship between mobile genetic elements and their host genome, and their impact on human genome plasticity.

La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des données nucléaires, pour des raisons de sûreté nucléaire. Elle vise en particulier les sections efficaces indispensables aux calculs neutroniques des réacteurs rapides au sodium de Génération IV (RNR-Na), et les moyens permettant de les évaluer.Le principal objectif de la thèse est de fournir et montrer l’intérêt de nouveaux outils permettant de réaliser des évaluations cohérentes, avec des incertitudes maîtrisées et fiables. Pour répondre aux attentes, différentes méthodes ont été implémentées dans le cadre du code CONRAD, développé au CEA de Cadarache, au Département d’Étude des Réacteurs.Après l’état des lieux et la présentation des différents éléments nécessaires pour effectuer une évaluation, il est présenté des résolutions stochastiques de l’inférence Bayésienne. Elles permettent de fournir d’une part, des informations supplémentaires à l’évaluateur par rapport à la résolution analytique et d’autre part, de valider cette dernière. Les algorithmes ont été testés avec succès à travers plusieurs cas, malgré des temps de calcul plus longs faute aux méthodes de type Monte Carlo.Ensuite, ce travail a rendu possible, dans CONRAD, de prendre en compte des contraintes dites microscopiques. Elles sont définies par l’ajout ou le traitement d’informations additionnelles par rapport à l’évaluation traditionnelle. Il a été développé un algorithme basé sur le formalisme des multiplicateurs de Lagrange pour résoudre les problèmes de continuité entre deux domaines en énergies traitées par deux théories différentes. De plus, d’autres approches sont présentées, avec notamment l’utilisation de la marginalisation, permettant soit de compléter une évaluation existante en ajoutant des matrices de covariance, soit de considérer une incertitude systématique pour une expérience décrite par deux théories. Le bon fonctionnement des différentes méthodes implémentées est illustré par des exemples, dont celui de la section efficace totale de l’238U.Enfin, les dernières parties de la thèse se focalisent sur le retour des expériences intégrales, par méthodes d’assimilation de données intégrales. Cela permet de réduire les incertitudes sur les sections efficaces d’intérêt pour les réacteurs rapides. Ce document se clôt par la présentation de quelques résultats clefs sur les sections efficaces de l’238U et du 239Pu, avec la considération d’expériences comme PROFIL et PROFIL-2 dans Phénix ou encore Jezebel. / The thesis has been motivated by a wish to increase the uncertainty knowledge on nuclear data, for safety criteria. It aims the cross sections required by core calculation for sodium fast reactors (SFR), and new tools to evaluate its.The main objective of this work is to provide new tools in order to create coherent evaluated files, with reliable and mastered uncertainties. To answer those problematic, several methods have been implemented within the CONRAD code, which is developed at CEA of Cadarache.After a summary of all the elements required to understand the evaluation world, stochastic methods are presented in order to solve the Bayesian inference. They give the evaluator more information about probability density and they also can be used as validation tools. The algorithms have been successfully tested, despite long calculation time.Then, microscopic constraints have been implemented in CONRAD. They are defined as new information that should be taken into account during the evaluation process. An algorithm has been developed in order to solve, for example, continuity issues between two energy domains, with the Lagrange multiplier formalism. Another method is given by using a marginalization procedure, in order to either complete an existing evaluation with new covariance or add systematic uncertainty on an experiment described by two theories. The algorithms are well performed along examples, such the 238U total cross section.The last parts focus on the integral data feedback, using methods of integral data assimilation to reduce the uncertainties on cross sections. This work ends with uncertainty reduction on key nuclear reactions, such the capture and fission cross sections of 238U and 239Pu, thanks to PROFIL and PROFIL-2 experiments in Phénix and the Jezebel benchmark.

Les critères de sûreté exigés pour les réacteurs rapides au sodium de Generation IV (RNR-Na) se traduisent par la nécessité d'incertitudes réduites et maîtrisées sur les grandeurs neutroniques d'intérêt. Une part de ces incertitudes provient des données nucléaires et, dans le cas des RNR-Na, des données nucléaires du sodium, qui présentent des différences significatives entre les bibliothèques internationales (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). L'objectif de cette thèse est d'améliorer la connaissance sur les données nucléaires du sodium afin de mieux calculer les paramètres neutroniques des RNR-Na et fournir des incertitudes fiables. Après un état des lieux des présentes données du Na23, l'impact des différences est quantifié notamment sur les effets en réactivité de vidange du sodium, calculés avec des outils neutroniques déterministe et stochastique. Les résultats montrent qu'il est nécessaire de ré-évaluer entièrement les données nucléaires du sodium. Plusieurs développements ont été effectués dans le code d'évaluation Conrad, pour intégrer de nouveaux modèles de réactions nucléaires et leurs paramètres ainsi que pour permettre de procéder à des ajustements avec des mesures intégrales. Suite à ces développements, l'analyse des données différentielles et la propagation des incertitudes expérimentales avec Conrad ont été réalisées. Le domaine des résonances résolues a été étendu à 2 MeV et le domaine du continuum débute directement au-delà de cette énergie. Une nouvelle évaluation du Na23 et les matrices de covariances multigroupes associées ont été générées pour de futurs calculs d'incertitudes. La dernière partie de la thèse se focalise sur le retour des expériences intégrales de vidange du sodium, par des méthodes d'assimilation de données intégrales, afin de réduire les incertitudes sur les sections efficaces du sodium. Ce document se clôt sur des calculs d'incertitudes pour des RNR-Na de type industriel, qui montrent une meilleure prédiction de leurs paramètres neutroniques avec la nouvelle évaluation. / The safety criteria to be met for Generation IV sodium fast reactors (SFR) require reduced and mastered uncertainties on neutronic quantities of interest. Part of these uncertainties come from nuclear data and, in the particular case of SFR, from sodium nuclear data, which show significant differences between available international libraries (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). The objective of this work is to improve the knowledge on sodium nuclear data for a better calculation of SFR neutronic parameters and reliable associated uncertainties. After an overview of existing Na23 data, the impact of the differences is quantified, particularly on sodium void reactivity effets, with both deterministic and stochastic neutronic codes. Results show that it is necessary to completely re-evaluate sodium nuclear data. Several developments have been made in the evaluation code Conrad, to integrate new nuclear reactions models and their associated parameters and to perform adjustments with integral measurements. Following these developments, the analysis of differential data and the experimental uncertainties propagation have been performed with Conrad. The resolved resonances range has been extended up to 2 MeV and the continuum range begins directly beyond this energy. A new Na23 evaluation and the associated multigroup covariances matrices were generated for future uncertainties calculations. The last part of this work focuses on the sodium void integral data feedback, using methods of integral data assimilation to reduce the uncertainties on sodium cross sections. This work ends with uncertainty calculations for industrial-like SFR, which show an improved prediction of their neutronic parameters with the new evaluation.

Ces travaux proposent une nouvelle approche pour appréhender la durabilité chimique de matrices de conditionnement de déchets radioactifs partiellement cristallisées. Dans le cadre des études menées sur le stockage en formation géologique profonde, les études de comportement à long terme se sont jusqu’alors focalisées sur des matrices vitreuses homogènes. Cependant, les phases cristallines peuvent être à l’origine de modifications de composition chimique des matrices vitreuses et de leurs propriétés : la description et la compréhension de leur influence sur la durabilité chimique sont alors de première importance. Un protocole d’étude de la durabilité de matrices hétérogènes modèles d’intérêt nucléaire contenant des phases cristallines de différentes natures a donc été développé. Il s’appuie sur une description détaillée de la morphologie, microstructure et structure des matrices vitreuses et des phases cristallines ainsi que sur l’étude de différents régimes d’altération. Trois phases cristallines susceptibles de se former lors d’une augmentation du taux d’incorporation en déchet au sein des verres de conditionnement de type Uranium Oxyde ont été étudiées : les molybdates d’alcalins et d’alcalino-terreux, les silicates de terres rares et l’oxyde de ruthénium.Les résultats acquis ont mis en évidence que la composition et la structure du verre englobant sont les paramètres qui pilotent les cinétiques d’altération des matrices vitreuses partiellement cristallisées. Ce comportement est identique quelle que soit la nature des phases cristallines tant qu’elles n’induisent pas de gradient de composition et qu’elles ne percolent pas au sein de la matrice vitreuse. Fort de ces enseignements, une méthodologie d’étude de matrices partiellement cristallisées sans gradient de composition est proposée. Son développement clé réside dans l’évaluation en première approche du comportement des matrices partiellement cristallisées au travers de l’étude expérimentale de la matrice vitreuse englobante dans les différents régimes d’altération. Cette méthodologie pourrait être adaptée aux cas de nouvelles formulations de verres de compositions plus complexes (p. ex. verre à haut taux d’incorporation) pouvant contenir des cristaux formés au cours du refroidissement. / This work describes a new approach to help understand the chemical durability of partially crystallized nuclear waste conditioning matrices. Among the studies carried out on nuclear waste deep geological disposal, long-term behavior studies have so far been conducted on homogeneous glassy matrices. However, as the crystalline phases may generate modifications in the chemical composition and properties of such matrices, the description and a better understanding of their effects on the chemical durability of waste packages are of primary importance.A protocol to study the durability of heterogeneous model matrices of nuclear interest containing different types of crystalline phases was developed. It is based on a detailed description of the morphology, microstructure and structure of the glassy matrix and crystalline phases, and on the study of various alteration regimes. Three crystal phases that may form when higher concentrations of waste are immobilized in Uranium Oxide type conditioning glasses were studied: alkali and alkaline earth molybdates, rare earth silicates and ruthenium oxide.The results highlight the roles of the composition and the structure of the surrounding glassy matrix as the parameters piloting the alteration kinetics of the partially crystallized glassy matrices. This behavior is identical whatever the nature of the crystalline phases, as long as these phases do not lead to a composition gradient and do not percolate within the glassy matrix. Given these results, a methodology to study partially crystallized matrices with no composition gradient is then suggested. Its key development lies firstly in the evaluation of the behavior of partially crystallized matrices through the experimental study of the residual glassy matrix in various alteration regimes. This methodology may be adapted to the case of new glass formulations with more complex compositions (e.g. highly waste-loaded glass), which may contain crystals formed during cooling.