Les faisceaux d'ions radioactifs comme l'8He ouvrent de nouvelles perspectives pour étudier l'influence de nouveaux aspects structurels sur les mécanismes de réaction. Cette thèse présente les premières investigations sur les réactions induites par le noyau d'⁸He, faiblement lié et Borroméen, aux énergies autour de la barrière Coulombienne. La faible intensité des faisceaux d'ions radioactifs ( ˜ 10⁵pps ) nécessite le développement de techniques sensibles et sélectives. Une méthode expérimentale a été développée pour mesurer précisément les sections efficaces de fusion. Dans le système ⁸He+¹⁹⁷Au, les fonctions d'excitation de fusion et de transfert de neutron(s) ont été mesurées autour de la barrière. Les sections efficaces différentielles et intégrales pour la diffusion élastique, le transfert de neutron(s) et la fusion ont également été obtenues dans le système ⁸He+⁶⁵Cu à partir de mesures inclusives et exclusives des rayons γ caractéristiques, des particules chargées et des neutrons. Ces résultats expérimentaux et les calculs en voies couplées illustrent l'interconnexion des différents processus. Cette étude permet de comprendre l'influence de la structure interne de l'⁸He sur l'effet tunnel et le transfert de neutron(s) et met en évidence un comportement inattendu au sein de la chaîne isotopique des Héliums. L'étude systématique des fonctions d'excitation de fusion montre que, contrairement aux attentes, l'augmentation de la probabilité de l'effet tunnel sous la barrière Coulombienne associée à la structure interne des noyaux est beaucoup plus importante pour les noyaux "normaux" que pour les noyaux légers "exotiques" faiblement liés.

Dans le contexte d'un stockage de déchets nucléaires en formation géologique profonde, plusieurs matrices de confinement spécifiques des actinides ont été retenues. Deux de ces matrices, les britholites et les solutions solides de monazite / brabantite ont été étudiées au cours de ce travail. L'une des propriétés requises pour assurer leur comportement à long terme résidant dans une forte résistance à l'altération, des expériences de dissolution ont été menées sur des échantillons de monazites (LnIIIPO4 ), les brabantites (CaIIAnIV(PO4)2 : An = Th, U), les britholites (Ca9Nd0,5An0,5 IV(PO4)4,5(SiO4)1,5F2 : An = Th, U. Les expériences menées sous contrôle cinétique de la dissolution ont permis de déterminer les vitesses de dissolution normalisées pour chacun de ces solides dans plusieurs milieux et à diverses températures. L'approche des conditions saturantes, conduisant à l'établissement d'équilibres thermodynamiques, a été menée en utilisant deux approches (qualifiées de sous- et sursaturation). A travers ces études, les diverses phases secondaires précipitant à la surface des échantillons altérés ont été caractérisées et notamment d'une rhabdophane de formulation Nd1-2xCaxThxPO4 , ½ H2O, inédite à ce jour. Cette phase, obtenue en système clos pour des pourcentages massiques en thorium inférieurs à 11%, apparaît métastable. En effet, une prolongation des tests de lixiviation s'accompagne de sa transformation en PHPTH, d'une part et en NdPO4 , ½ H2O d'autre part. Toutes ces phases néoformées sont associées à des produits de solubilité très faibles et peuvent rapidement jouer un rôle protecteur par rapport au matériau initial dans le cadre d'un stockage à long terme, en ralentissant le passage des radionucléides au sein de la solution.

Les spectres énergétiques (sections efficaces doublement différentielles) de production de protons, deutons, tritons et particules alpha induite par des neutrons rapides sur 209Bi et natU sont présentées pour plusieurs énergies de neutrons incidents comprises entre 25 et 65 MeV. Les spectres ont été obtenus à 9 angles laboratoire entre 20° et 160° et extrapolés et interpolés à 10 autres angles afin de couvrir le domaine angulaire de 0 à 180°. Le dispositif expérimental et les procédures d'analyse des données incluant les corrections et la normalisation sont présentées et discutées. Sur base des sections efficaces doublement différentielles obtenues, les sections efficaces différentielles en énergie et en angle ainsi que les sections efficaces totales de production et les coefficients KERMA partiels associés sont également déduits. La thèse présente également des comparaisons aux rares mesures existantes dans la littérature ainsi qu'aux calculs théoriques basés sur les codes de réactions nucléaires INCL3, GNASH et TALYS. Tandis que l'INCL3 se base sur la cascade intranucléaire, les deux autres codes intègrent le modèle optique et les modèles de réactions directes, de prééquilibre, de fission et de noyaux composés dans un unique schéma de calcul. Finalement, sur base de l'ensemble des résultats obtenus depuis une dizaine d'années par le groupe, une vue nouvelle des sections efficaces totales de production et des coefficients KERMA partiels en fonction de la masse de la cible est proposée.

Les caractéristiques des distributions des produits de fission sont le résultat des propriétés dynamiques et quantiques du processus de déformation du noyau fissionnant. Ces distributions représentent également un intérêt pour la conception de nouveaux réacteurs nucléaires ou pour l'incinération de déchets radioactifs. Jusqu'à présent, notre compréhension de la fission nucléaire reste limitée du fait de restrictions expérimentales. En particulier, les rendements des produits de fission lourds sont difficiles à obtenir avec précision. Dans cette thèse, une technique expérimentale innovante est présentée. Elle repose sur l'utilisation de la cinématique inverse couplée à l'usage d'un spectromètre, dans laquelle un faisceau d'238U à 6 ou 24 A MeV est envoyé sur des cibles légères. Différents actinides, de l'238U au 250Cf, sont produits par réactions de transfert ou de fusion, avec des énergies d'excitation allant d'une dizaine à quelques centaines de MeV selon la réaction et l'énergie du faisceau. Les fragments issus de la fission de ces actinides sont détectés par le spectromètre VAMOS ou le séparateur LISE. Les rendements isotopiques des produits de fission sont entièrement mesurés pour différents systèmes fissionnants. L'excès de neutrons des fragments est utilisé pour caractériser les distributions isotopiques. Son évolution avec l'énergie d'excitation nous procure des informations probantes sur le mécanisme de formation du noyau composé et sa désexcitation. L'excès de neutrons nous renseigne également sur le nombre de neutrons évaporés par les fragments. Le rôle des effets de couches proton et neutron dans la formation des fragments de fission est également discuté.

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PML et les corps nucléaires (CN) sont impliqués dans la défense antivirale. En effet, notre équipe a montré que la surexpression de PMLIII confère la résistance au virus de la stomatite vésiculaire, au virus de l'influenza, au virus foamy mais pas au virus de l'encéphalomyocardite (EMCV). J'ai montré dans mon travail de thèse que l'EMCV contrecarre le pouvoir antiviral de PMLIII en induisant sa dégradation par un processus dépendant du protéasome et de SUMO. Cependant, les cellules de souris invalidées pour PML sont plus sensibles à l'infection par l'EMCV que les cellules issues de souris parentales. Pour déterminer l'isoforme de PML responsable de cet effet antiviral, j'ai analysé l'effet des sept isoformes de PML (PMLI-VII) et j'ai montré que seule l'expression en stable de PMLIV confère la résistance à l'EMCV en séquestrant la polymérase virale 3Dpol au sein des CN PML. De plus la déplétion de PMLIV augmente la production de l'EMCV dans les cellules traitées par l'interféron. Ces données indiquent le mécanisme par lequel PML confère la résistance à l'EMCV et révèlent que PML est l'une des protéines médiatrices des effets anti-EMCV de l'interféron.

La bonne connaissance des données nucléaires de base, grandeurs d'entrée pour les codes de calcul neutronique, constitue l'un des piliers fondamentaux de la réussite des grands programmes de l'industrie nucléaire. Ce travail a pour vocation d'apporter des informations nécessaires à la démarche de validation intégrale des données nucléaires. Des expériences de perturbations ont été effectuées auprès du réacteur Caliban, elles concernent quatre matériaux d'intérêt pour l'industrie nucléaire : or, lutécium, plutonium et uranium 238. D'autres expériences visant à caractériser le réacteur Caliban sont également présentées et discutées, ces dernières sont essentielles à la bonne interprétation des expériences de perturbations. Après définition des protocoles expérimentaux et des incertitudes associées, les résultats de mesures sont présentés et confrontés avec des résultats de calculs. La méthodologie utilisée dans les calculs numériques est décrite précisément, notamment la génération de données multigroupes pour les codes déterministes. La manière dont les expériences ont été modélisées est également présentée avec les incertitudes associées. Cette comparaison a permis d'aboutir à une interprétation en terme de qualification des bibliothèques de données nucléaires. Les écarts observés sont discutés et justifient la poursuite de telles expériences.

Les fonctions d'excitation de fusion-évaporation des systèmes 70Zn+150Nd et 86Kr+130,136Xe sont mesurées pour une énergie d'excitation du noyau composé (216,220,222Th) variant de 7 MeV à 70 MeV (soit 4 à 5 MeV par nucléon d'énergie incidente), auprès de l'UNILAC du laboratoire de recherche GSI, Darmstadt (Allemagne). Après désexciation par évaporation (xn, pxn et αxn), les noyaux résiduels sont séparés du faisceau principal et des autres produits de réaction par le filtre de vitesse SHIP et implantés dans un détecteur à localisation. Les énergies caractéristiques des alphas de décroissance de ces noyaux permettent de les identifier et de déduire leur taux de production. Les fonctions d'excitation expériementales de fusion-évaporation sont comparées avec celles menant aux mêmes noyaux composés obtenus par d'autres combinaisons projectile et cible et avec celles calculées par un code développé au GSI. Ce code permet d'évaluer l'évolution des probabilités de fusion avec l'énergie incidente pour chaque système. La variation des sections efficaces et de la probabilité de fusion est étudiée en fonction des variables macroscopiques et microscopiques des noyaux projectiles et cibles. Dans la synthèse de noyaux super-lourds, ces résultats démontrent quantitativement l'intérêt d'utiliser des partenaires de fusion riches en neutrons d'une part et à couche fermée d'autre part (la section efficace de fusion augmente d'un facteur 9 par paire de neutrons supplémentaires). Par contre, la présence d'une couche fermée dans le noyau composé n'influence pas la section efficace de fusion. Il sera moins difficle de synthétiser des noyaux de Z supérieur à 110 à partir de faisceaux secondaires de projectiles enrichis en neutrons, ce qui permettra aussi d'atteindre les isotopes des noyaux super-lourds proches des vallées de stabilité.

La dissolution de verres borosilicatés en présence de minéraux magnésiens a été étudiée. Ces minéraux (dolomite, illite, smectite...) appartiennent à la couche géologique (Callovo-Oxfordien) destinée à accueillir le stockage des déchets nucléaires vitrifiés en France. Ils contiennent du magnésium, élément capable d'entretenir l'altération du verre lorsqu'il est disponible en solution. Dans les milieux confinés du stockage, la réactivité des solides contrôle la composition de la solution et peut être la force motrice de l'altération des verres nucléaires. Les expériences montrent que les carbonates magnésiens (hydromagnésite, dolomite) entretiennent l'altération du verre : la précipitation de silicates de magnésium empêche la recondensation du silicium dans la couche passivante en surface du verre. Plus le minéral magnésien est soluble, plus l'altération du verre est importante. Les phases argileuses purifiées (illite, smectite...) du Callovo-Oxfordien (COx) augmentent également l'altération du verre. La moitié du magnésium échangeable de ces phases a été remplacée par du sodium lors du protocole de purification. Dans ces conditions, l'effet des phases argileuses sur l'altération du verre est en partie dû au pH acide qu'elles imposent. Le modèle d'altération des verres GRAAL implémenté dans le code de transport réactif HYTEC a permis de confirmer et de quantifier les mécanismes identifiés à partir des expériences en système fermé. Des expériences en cellule de diffusion, deux compartiments séparés par une barrière diffusive inerte, ont permis de valider une modélisation du transport réactif. Ces expériences, plus représentatives des conditions de stockage, où le bloc de verre sera séparé du COx par les produits de corrosion des aciers, illustrent le ralentissement des cinétiques attendu compte tenu de l'éloignement du verre et des minéraux réactifs.

Les Colis Standards de Déchets Compactés (CSD-C) sont des déchets issus du retraitement des assemblages de combustibles nucléaires. Ils sont en partie constitués des gaines oxydées de Zircaloy-4. Ces pièces métalliques sont cisaillées avant d'être placées dans un étui en acier et compactées sous forme de galettes. Ces galettes contiennent des traces de produits d'activation, de produits de fission et d'actinides présents à la surface du Zircaloy-4 oxydé. Dans l'hypothèse d'un éventuel stockage en couche géologique profond, le relâchement des radioéléments contenus dans les CSD-C s'effectuerait après l'altération des pièces métalliques par corrosion au contact de l'eau de re-saturation du site. En effet, cette eau, sous forme vapeur lors de l'entreposage (due à l'humidité résiduelle), puis liquide pendant le stockage sera irradiée. L'irradiation provoque le phénomène de radiolyse de l'eau susceptible d'accélérer les processus de corrosion du Zircaloy-4 oxydé. Cette thèse a pour objectifs de comprendre les mécanismes d'altération du Zircaloy-4 oxydé au contact de l'air humide et de l'eau liquide soumis à des rayonnements ionisants. Nous avons choisi de porter notre attention sur l'impact de la radiolyse induite par irradiations protons et par irradiations gamma. Pour cela, différentes atmosphères gazeuses et différents milieux aqueux ont été utilisés. Pour l'atmosphère gazeuse, nous avons fait varier la pression partielle de vapeur d'eau présente dans un mélange représentatif de l'air. Pour l'eau, l'effet de trois compositions de solutions aqueuses sur le comportement du Zircaloy-4 oxydé a été étudié (eau déminéralisée, eau basique et eau simulant l'eau de re-saturation). Nous avons également fait varier l'énergie déposée dans la solution. Deux comportements distincts ont été mis en évidence dans les conditions expérimentales étudiées. La radiolyse de l'air humide donne lieu à des réactions chimiques en surface du Zircaloy-4 oxydé conduisant à la formation du composé Sn3(OH)4(NO3)2 et du complexe [Zr4 (OH)8 (H2 O) 16]8+ . La radiolyse de l'eau augmente la vitesse de dissolution du Zircaloy-4. Ce phénomène semble s'effectuer par formation de l'ion HZrO−3 à la surface de l'oxyde puis par sa mise en solution. Les vitesses de dissolution dépendent des conditions d'irradiations et de la composition initiale de la solution aqueuse. Elles sont de l'ordre de quelques nanomètres par an à quelques micromètres par an.