Le vaporeformage du méthane (SMR) est encore aujourd’hui la méthode industrielle de synthèse d’hydrogène la plus rentable. L’efficacité globale de ce procédé est cependant limitée par les contraintes techniques intrinsèques au design des unités de production actuelles. Dans un souci constant d’intensification des procédés, des échangeurs-réacteurs intensifiés sont à l’étude chez AIR LIQUIDE. Les progrès dans le domaine des techniques de fabrication additive métallique ont permis d’envisager des unités de production sous formes d’équipements compacts, présentant des canaux millimétriques, qui optimisent les transferts de masse et de chaleur. Pour atteindre des taux de conversion élevés, et ce malgré des temps de contacts réduits, ces structures obligent à développer de nouvelles architectures de catalyseurs. Des phases actives supportées stables et très actives pour la réaction SMR à base de rhodium ont été préparés à partir de supports MgAl2O4 commerciaux. L’étude de l’impact du taux de métal noble, des propriétés des supports, ainsi que des traitements thermiques a permis de comprendre les interactions existantes entre les phases actives et les supports oxydes. Les propriétés catalytiques en condition de reformage ont pu être reliées aux morphologies des phases actives synthétisées. La fonctionnalisation des canaux des échangeurs-réacteurs millistructurés par une méthode proche du dip-coating est détaillée dans cette thèse. Des formulations de suspensions adaptées, aux comportements rhéologiques maîtrisés, ont permis avec des protocoles de dépôt adéquats, de rendre fonctionnel des échangeurs-réacteurs de taille semi-industrielle qui ont été testés avec succès durant plusieurs centaines d’heures. / The Steam Methane Reforming (SMR) process is still today the most profitable industrial synthesis process of hydrogen. The efficiency of this technique is however facing intrinsically technical limitations due to the design of production units. In order to intensify the global process, exchangers-reactors are under investigation at AIR LIQUIDE. Thanks to recent progresses in metallic additive manufacturing, new compact equipment can be designed. Structures made of millimetric channels allow optimizing heat and mass transfers. New catalyst architecture design needs to be developed to reach high conversion rates despite extreme low contact times in such devices. Stable and highly active rhodium-based catalysts supported on spinel MgAl2O4 have been prepared in this aim. The impact of rhodium loading, properties of supports, as well as thermal treatments have allowed us understanding active phase and support interactions. Catalyst properties under SMR conditions have been linked to active phase morphologies. Functionalization of exchangers-reactors channels through a dip-coating technique has been detailed in this thesis. The formulations of suspensions of washcoat have been optimized thanks to rheological behavior characterizations to achieve very low viscosities. A procedure to deposit homogeneous coatings with controlled thicknesses on the internal channels has been validated on a pilot structure. These new intensified exchangers-reactors have been successfully tested for methane conversion during several hundred of hours.

L’objectif de cette étude est de mettre au point une méthodologie de travail dédiée à la conception d’un réacteur photocatalytique pour la purification des eaux. Notre ambition étant de passer de la photocatalyse comme processus chimique à la photocatalyse comme procédé de dépollution. Pour cela il nous a paru nécessaire de répondre à deux questions, à savoir : - Dans un tel système, quels seront les phénomènes physico-chimiques majeurs mis en jeux ? -Y-a-t’il un moyen de prédire les performances de notre système ?Tout d’abord, nous avons essayé de travailler sur des photocatalyseurs en suspension, donc non immobilisés sur un support. Le but est d’éviter une étape de filtration couteuse et techniquement difficile. Ainsi différents types de dioxyde de titane ont été déposés sur des supports de différentes géométries.Le premier média obtenu était du dioxyde de titane commercial (P25 de Evonik et UV100 de Sachtleben) déposé sur des billes en verre de diamètre 2 et 4 mm, introduit dans un réacteur annulaire siège de la réaction de dégradation photocatalytique et éclairé par une seule source de lumière UV. La photoactivité de ce média a été testée sur du phénol, le polluant primaire modèle choisi dans cette étude. L’hydroquinone et la benzoquinone, deux de ses principaux intermédiaires de dégradation ont également été analysés. L’efficacité du dépôt a ainsi été calculée sur les différentes configurations obtenues. Les résultats ont été satisfaisants sans arriver à avoir un niveau de photoactivité comparable à celui du TiO2 en mode suspension. Nous avons donc cherché à améliorer les performances de notre système réactionnel en travaillant sur un support ayant une autre géométrie. Notre choix s’est porté sur des mousses en alumine épousant parfaitement le vide réactionnel. Le même protocole expérimental a été appliqué à ces dernières. Les résultats de photodégradation ont montrés une durabilité meilleure que celle obtenue sur les billes en verre, mais aussi une photoperformance dépassant celle réalisée sur du dioxyde de titane en mode suspension.Afin de mieux comprendre les différences de photoactivité entre les supports, nous avons tenté de simuler, par la méthode Monte Carlo, la propagation de la lumière à travers les photocatalyseurs, qu’ils soient en mode suspension ou déposés. Les résultats ont montrés que le dioxyde de titane en suspension avait le meilleur taux d’absorption de la lumière comparé au TiO2 fixé sur les supports. Néanmoins l’absorption se fait sur un volume très petit du réacteur et la meilleure répartition de l’énergie lumineuse se trouve dans les mousses en alumine.Les données issues de ces simulations notamment, la LVRPA pour « Local Volumetric Rate of Photon Absorption » nous ont permis d’entamer la dernière étape de notre travail à savoir la construction d’un modèle prédictif des performances photocatalytiques du système réactionnel. Nous avons pour cela introduit un terme qui traduit la probabilité qu’un photon absorbé par le photocatalyseur donne un radical hydroxyle. Les résultats obtenus par notre environnement mathématique ont montrés de bonnes corrélations avec les expériences et ont permis de tirer certaines conclusions quand à l’amélioration de notre système photocatalytique. / The objective of this work is to develop a methodology dedicated to the design of a photocatalytic reactor for water purification. The principle is to go from photocatalysis as chemical process to photocatalysis as remediation method.Iit necessary for that to respond to two questions: - In such a system, what are the major physico-chemical phenomena? - Is there a way to predict the performance of our system?First of all, we tried to work on suspended photocatalysts to avoid a costly filtration step and technical difficulties. Thus, different types of titanium dioxide were deposited on substrates of different geometries.The first obtained medium was commercial titanium dioxide (P25 from Evonik and UV100 from Sachtleben) deposited on glass beads of 2 and 4 mm, inserted into an annular reactor illuminated by a single UV light source. The photoactivity of this media has been tested on phenol, the primary pollutant model chosen in this study. Hydroquinone and benzoquinone, two of its main degradation intermediates were also analyzed. The deposition efficiency has been estimated on different configurations. The results were satisfactory but did not reach a level comparable to that of photoactivity of TiO2 in suspend mode. Thus, we sought to improve the performance of our reaction system working on a support having a different geometry. Our choice fell on alumina foams perfectly matching the vacuum in the reactor. The same experimental protocol was applied to the foam. The results have shown photodegradation durability better than that obtained on glass beads and also the photoperformance exceeding that of titanium dioxide in suspend mode.To understand better the photoactivity of our media, we simulated by the Monte Carlo method the propagation of the light through the different photocatalysts (suspend mode or deposited). The results showed that the titanium dioxide suspension had the best absorption of light compared to TiO2 fixed on media. Nevertheless, absorption was located on a very small volume of the reactor and a better distribution of the light energy occurs in the alumina foams.The data obtained from these simulations, including the LVRPA "Local Volumetric Rate of Photon Absorption", allowed us to achieve the final step of our work, which is the construction of a predictive model of photocatalytic performance of the reaction system. Thus, we have introduced a term that reflects the probability that a photon absorbed by the photocatalyst gives a hydroxyl radical. The results obtained by our mathematical environment have shown a good correlation with experiments and helped us to draw some conclusions for the improving of our photocatalytic system.

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en œuvre des études expérimentales permettant de simuler et d'évaluer l'impact de la température, de l'irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire en réacteur du 14C et de son précurseur azote. Les données ainsi acquises sont intégrées dans la deuxième partie de ce travail consacrée à l'étude d'un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau. La démarche expérimentale consiste à simuler respectivement la présence de 14C et de 14N par implantation ionique de 13C et d'azote (14N ou 15N) dans un graphite de rondin SLA2 vierge. Cette étude montre que dans la gamme de températures du graphite en réacteur (100 - 500°C) et en absence de corrosion radiolytique, le 13C est stable thermiquement quel que soit l'état de structure du graphite. En revanche, les expériences d'irradiation du graphite chauffé à 500°C au contact d'un gaz représentatif du caloporteur radiolysé montrent le rôle synergique joué par les espèces oxydantes et l'endommagement du graphite favorisant la mobilité du 13C par gazéification des surfaces et/ou oxydation sélective du 13C plus faiblement lié. En ce qui concerne l'azote constitutif, il a tout d'abord été démontré que sa concentration en surface atteint plusieurs centaines de ppm (< 500 ppm at.) et décroît en profondeur jusqu'à environ 160 ppm at.. Contrairement au 13C implanté, l'azote implanté migre à 500°C lorsque le graphite est fortement déstructuré (environ 8 dpa) alors qu'il reste stable pour un taux de déstructuration moindre (0,14 dpa). Les expériences montrent également le rôle synergique des excitations électroniques et de la température qui accélèrent le transport de l'azote vers la surface du graphite. Cette migration de l'azote semble se faire sous forme moléculaire d'espèces C-N, C=N voire C N. Après huit heures d'irradiation ces espèces ne sont toutefois pas ou peu relâchées et restent bloquées à la surface. L'étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d'eau a nécessité la mise en place d'un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d'eau ainsi que l'optimisation des paramètres de l'étude. Les influences de la température (700°C et 900°C) et de l'humidité relative (50 % HR et 90 % HR) ont été testées à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min. Dans ces conditions, l'oxydation sélective du carbone implanté a été confirmée / The dismantling of UNGG reactors in France will generate about 23 000 tons of radioactive graphite wastes. To manage these wastes, the radiological inventory and data on radionuclides (RN) location and speciation should be determined. 14C was identified as an important RN for disposal due to its high initial activity and the risk of release of a mobile organic fraction in environment, after water ingress into the disposal. Hence, the objective of this thesis, carried out in partnership with EDF, is to implement experimental studies to simulate and evaluate the impact of temperature, irradiation and graphite radiolytic corrosion on the in reactor behavior of 14C and its precursor, 14N. The obtained data are then used to study the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor. The experimental approach aims at simulating the presence of 14C and 14N by the respective ion implantation of 13C and 14N or 15N in virgin graphite. This study shows that, in the temperature range reached during reactor operation, (100-500°C) and without radiolytic corrosion, 13C is thermally stable whatever the initial graphite structure. Moreover, irradiation experiments were performed on heated graphite (500°C) put in contact with a gas representative of the radiolysed coolant gas. They show the synergistic role played by the oxidative species and the graphite structure disorder on the enhancement of 13C mobility resulting in the gasification of the graphite surface and/or the selective oxidation of 13C more weakly bound than 12C. Concerning the pristine nitrogen, we showed first that the surface concentration reaches several hundred ppm (<500 ppm at) and decreases at deeper depths to about 160 ppm at.. Unlike implanted 13C, implanted nitrogen migrates at 500 ° C when the graphite is highly disordered (about 8 dpa) while remaining stable for a lower disorder rate (0.14 dpa). Experiments also show the synergistic role by electronic excitations and temperature that accelerate the transport of nitrogen to the surface of the graphite. Nitrogen seems to migrate in the form of molecular species (CN, C = N or C N). After eight hours of irradiation these species are, however, little or not released and blocked at the surface. The study of the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor was performed with a thermogravimetric device coupled to a steam water generator device. The influence of temperature (700 ° C and 900 ° C) and of the relative humidity (50% RH and 90% RH) was tested with a wet gas fixed flow rate of 50 ml/min. Under these conditions, the selective oxidation of implanted carbon was confirmed

Certains éléments des internes de cuve des réacteurs à eau pressurisée (REP) en acier inoxydable austénitique 316L, présentent un endommagement prématuré par corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation. Ce phénomène est complexe puisqu’il implique le couplage entre le matériau lui-même, l'état de contrainte, l’irradiation et l’environnement. L’irradiation neutronique couplée à un facteur environnemental, l’hydrogène, pourrait jouer un rôle dans ce phénomène. Ainsi, les travaux présentés dans ce manuscrit porte sur l’étude des effets des défauts induits par l’irradiation sur le piégeage de l’hydrogène dans un acier inoxydable austénitique 316L au cours de son oxydation en milieu primaire des REP. Grâce à des implantations ioniques permettant de reproduire le même type de défauts que ceux induits par les neutrons, les interactions hydrogène - défauts ont tout d’abord été étudié avec une approche modèle par chargement cathodique en deutérium, traceur isotopique de l’hydrogène. Cela a permis de mettre en évidence le piégeage de cet élément au niveau des défauts induits par l’implantation ionique et particulièrement des cavités. Un modèle de résolution numérique des équations de McNabb et Foster permettant de simuler la diffusion et le piégeage de l’hydrogène dans un matériau a confirmé ce résultat. Ensuite des essais d’oxydation en milieu primaire simulé des REP à 320 °C ont été réalisés afin de comparer les couches d’oxyde formées entre matériaux implantés et non implantés, ainsi que leur prise d’hydrogène. Ces essais ont permis de mettre en avant le piégeage de l’hydrogène dans l’alliage sous l’oxyde et, dans une moindre mesure, au niveau des défauts d’implantation plus en profondeur. / Some components of vessel internals in pressurized water reactor (PWR) made of stainless steel, have shown cracks induced by Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC). This complex phenomenon originates from the coupling between the material itself, a tensile stress state, environmental conditions and irradiation. This PhD thesis aims at studying the influence of hydrogen in IASCC and particularly its interactions with the defects created by neutron irradiation in a 316L austenitic stainless steel. Thanks to ion implantation, defects similar to neutron irradiation-induced defects were created. As a first step, hydrogen - defects interactions were studied with a model approach consisting in deuterium cathodic charging. Deuterium was used as an isotopic tracer for hydrogen. This technique allowed to highlight hydrogen trapping by implantation-induced defects (mostly by the cavities) in 316L stainless steel. Simulation of hydrogen diffusion and trapping in the studied materials with a numerical resolution model of McNabb and Foster’s equations confirmed the experimental results. Then, oxidation tests were performed in PWR simulated primary environment at 320 °C in order to study the effects of irradiation-induced defects on the oxidation and the hydrogen uptake of the 316L stainless steel. The major highlight of these experiments was the observation of hydrogen accumulation in the alloy beneath the oxide, due to trapping by vacancies created by oxidation process and by ion implantation. In addition, hydrogen trapping was observed deeper in the alloy and it was attributed to the cavities induced by implantation.

Cette thèse, en s’appuyant sur l’expérimentation et la modélisation numérique vise à une meilleure compréhension du comportement des dalles épaisses en béton armé sous sollicitations de cisaillement. Le cas particulier des dalles avec épingles est d’ailleurs spécifiquement étudié et comparé aux dalles sans armatures d’effort tranchant, l’influence de l’effort membrane est également abordé. Une synthèse bibliographique a tout d’abord été effectuée pour mettre en évidence les paramètres agissant sur la contrainte de cisaillement à travers les résultats des travaux et études précédentes comme la résistance caractéristique du béton en compression, le taux d’armatures longitudinales et transversales, et le rapport a/d, la taille des granulats. La campagne expérimentale a ensuite été réalisée sur trente dalles dont 9 dalles sans épingles et 21 dalles avec épingles partagées en quatre séries, la première conçue pour étudier le comportement global et local au cisaillement, la deuxième pour analyser l’interaction des épingles avec les armatures longitudinales, la troisième pour étudier l’effet d’un effort axial sur la résistance au cisaillement et vérifier s’il existe une interférence des aciers d’effort tranchant sur l’effort axial et la quatrième pour étudier l’effet de l’engrènement des granulats en faisant varier la taille de leur diamètre maximal. Les résultats montrent l’augmentation de la résistance au cisaillement grâce aux épingles mais également l’interaction de ceux-ci avec les armatures longitudinales et l’effort de compression. Pour ce qui est de l’influence de l’augmentation du diamètre des granulats, celle-ci est supplantée par les épingles qui remplacent cet effet. Les résultats expérimentaux sont comparés aux prévisions basées sur l’Eurocode 2, l’Annexe Nationale Française, le Fib Model Code 2010 et l’ACI 318-14. Les résultats montrent que globalement l’approche française ANF et le fib Model Code 2010 donnent des résultats très proches des valeurs expérimentales. L’EC2 donne également des résultats acceptables avec des marges de sécurité raisonnable. La comparaison des résultats analytiques obtenus avec l’EC2, l’ACI 318-14, le Fib Model Code montre que l’ANF donnent de bons résultats. La modélisation des dalles, en utilisant le modèle de béton élasto-plastique avec endommagement d’ABAQUS EXPLICIT, donne les meilleurs résultats en comparaison avec la campagne expérimentale, tant pour la détermination de la charge ultime et de l’effort tranchant maximal que pour le mode de rupture qui est similaire au mode de rupture expérimental. / This thesis, based on experimentation and numerical modeling aims at a better understanding of the behaviour of reinforced concrete slabs equipped with shear reinforcements, by measuring the effect of stirrups on their shear strength. A bibliographical synthesis was first carried out to highlight the parameters acting on the shear stress through the results of previous work and studies such as the characteristic resistance of concrete in compression, the rate of longitudinal and transverse reinforcements, the shear to span ratio the size of the aggregates and the applying of an axial load. The experimental campaign was then carried out on thirty slabs including 9 slabs without shear reinforcement and 21 slabs with stirrups shared in four series, the first designed to study the global and local shear behaviour, the second to analyze the interaction of the stirrups with the longitudinal reinforcement, the third to study the effect of an axial effort on the shear strength and to check whether there is interference from the shear reinforcement on the behaviour of axial effort and the fourth to study the effect of meshing of aggregates by varying the size of their maximum diameter. The results confirm the shear gain through the adding of stirrups and also their interaction with longitudinal reinforcement and axial compression. Also, the stirrups cancel the effect of increasing the diameter of concrete aggregates. The experimental results are compared with the forecasts based on Eurocode 2, the French national Annex, the Fib Model Code 2010 and the ACI 318-14. The results show that overall the French approach ANF (avg = 1.00, std = 0.08) and the fib Model Code 2010 give very close results of experimental values. The EC2 also gives acceptable results with reasonable security margins. Comparison of the analytical results obtained with the EC2, the ACI 318-14, the Fib Model Code shows that both the ANF is successful; The best average of the "experimental shear strength and the numerical shear strength ratio (1.014) was obtained with the ANF (0.03). The modeling of slabs, using the elastoplastic concrete model with damage through ABAQUS EXPLICIT gives results comparable to the experimental results, not only for the determination of the ultimate load and the maximum shear strength but also for the failure mode which is similar to the experimental one.

La digestion enzymatique des protéines est une méthode de base pour les études protéomiques ainsi que pour le séquençage en mode « bottom-up ». Les enzymes sont ajoutées soit en solution (phase homogène), soit directement sur le gel polyacrylamide selon la méthode déjà utilisée pour l’isolation de la protéine. Les enzymes protéolytiques immobilisées, c’est-à-dire insolubles, offrent plusieurs avantages tels que la réutilisation de l’enzyme, un rapport élevé d’enzyme-sur-substrat, et une intégration facile avec les systèmes fluidiques. Dans cette étude, la chymotrypsine (CT) a été immobilisée par réticulation avec le glutaraldehyde (GA), ce qui crée des particules insolubles. L’efficacité d’immobilisation, déterminée par spectrophotométrie d’absorbance, était de 96% de la masse totale de la CT ajouté. Plusieurs différentes conditions d’immobilisation (i.e., réticulation) tels que la composition/pH du tampon et la masse de CT durant la réticulation ainsi que les différentes conditions d’entreposage tels que la température, durée et humidité pour les particules GA-CT ont été évaluées par comparaison des cartes peptidiques en électrophorèse capillaire (CE) des protéines standards digérées par les particules. Les particules de GA-CT ont été utilisés pour digérer la BSA comme exemple d’une protéine repliée large qui requit une dénaturation préalable à la digestion, et pour digérer la caséine marquée avec de l’isothiocyanate de fluorescéine (FITC) comme exemple d’un substrat dérivé afin de vérifier l’activité enzymatique du GA-CT dans la présence des groupements fluorescents liés au substrat. La cartographie peptidique des digestions par les particules GA-CT a été réalisée par CE avec la détection par absorbance ultraviolet (UV) ou fluorescence induite par laser. La caséine-FITC a été, en effet, digérée par GA-CT au même degré que par la CT libre (i.e., soluble). Un microréacteur enzymatique (IMER) a été fabriqué par immobilisation de la CT dans un capillaire de silice fondu du diamètre interne de 250 µm prétraité avec du 3-aminopropyltriéthoxysilane afin de fonctionnaliser la paroi interne avec les groupements amines. Le GA a été réagit avec les groupements amine puis la CT a été immobilisée par réticulation avec le GA. Les IMERs à base de GA-CT étaient préparé à l’aide d’un système CE automatisé puis utilisé pour digérer la BSA, la myoglobine, un peptide ayant 9 résidus et un dipeptide comme exemples des substrats ayant taille large, moyenne et petite, respectivement. La comparaison des cartes peptidiques des digestats obtenues par CE-UV ou CE-spectrométrie de masse nous permettent d’étudier les conditions d’immobilisation en fonction de la composition et le pH du tampon et le temps de réaction de la réticulation. Une étude par microscopie de fluorescence, un outil utilisé pour examiner l’étendue et les endroits d’immobilisation GA-CT dans l’IMER, ont montré que l’immobilisation a eu lieu majoritairement sur la paroi et que la réticulation ne s’est étendue pas si loin au centre du capillaire qu’anticipée. / Digesting proteins using proteolytic enzymes is a standard method in proteomic studies and bottom-up protein sequencing. Enzymes can be added in solution or gel phase depending on how the protein has been isolated. Immobilized, i.e., insoluble, proteolytic enzymes offer several advantages such as reusability of enzyme, high enzyme-to-substrate ratio, and integration with fluidic systems. In this study, we prepared glutaraldehyde-crosslinked chymotrypsin (GA-CT), which creates insoluble particles. The immobilization efficiency was determined by absorbance spectrophotometry and found to be 96% of the total amount of chymotrypsin added. Different immobilization (i.e., crosslinking) conditions such as buffer composition/pH and initial mass of CT during crosslinking as well as different storage conditions such as temperature, time and humidity for the GA-CT particles were evaluated by comparing capillary electrophoretic (CE) peptide maps of protein standards digested with the particles. The GA-CT particles were used to digest BSA as an example of a large folded protein that needs denaturation prior to digestion, and casein-fluorescein isothiocyanate (FITC) as an example of a small, labeled substrate to test enzyme activity in the presence of substrate-bound fluorescent groups. Peptide mapping of digests from GA-CT particles was achieved by CE with ultraviolet (UV) absorbance or laser induced fluorescence (LIF) detection. FITC-labeled casein was digested by GA-CT to the same extent as with free (i.e., soluble) CT. An immobilized enzyme microreactor (IMER) was fabricated by immobilizing CT inside a 250 µm i.d. fused-silica capillary tube pre-treated with 3-aminopropyltriethoxysilane to functionalize the inner walls with amine groups. Glutaraldehyde was reacted with the amine groups and then CT was immobilized by crosslinking to the GA. IMERs based on GA-CT were fabricated using an automated CE system and used to digest BSA, myoglobin, a 9-residue peptide and a dipeptide as examples of large, medium and small substrates. Digests were studied by comparing peptide maps obtained by CE coupled to either UV or mass spectrometric (MS) detection in order to evaluate immobilization conditions as a function of buffer composition/pH and reaction times. A separate study, which used fluorescence microscopy to investigate the extent and location of GA-CT immobilization in the IMER, showed that immobilization only takes place primarily near the capillary walls and that crosslinking does not extend as far into the center of the IMER as had been expected.

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite-Gaz (UNGG), tous arrêtés depuis 1994, génèrera 23 000 tonnes de déchets de graphite de Faible Activité et Vie Longue (FAVL), contenant notamment du 14C. Le but de ce travail de thèse est d’étudier un procédé original d’extraction sélective de ce radionucléide par carboxy-gazéification. L’organisation multi-échelle des graphites vierge et irradié a été étudiée par un couplage entre microspectrométrie Raman et microscopie électronique à transmission. Avec la fluence neutronique, la structure se dégrade et la nanostructure peut être fortement modifiée. Dans les cas extrêmes, la nanostructure lamellaire du graphite nucléaire est devenue nanoporeuse. En outre, ces dégâts sont systématiquement hétérogènes. Un effet d’orientation des « cristallites », mis en évidence expérimentalement par implantation ionique, pourrait être une cause de ces hétérogénéités. Cette étude a également montré qu’à partir d’une certaine fluence, l'apparition importante de zones nanoporeuses coïncide avec une augmentation spectaculaire de la concentration en 14C. Ce radionucléide pourrait donc être préférentiellement concentré dans ces zones nanoporeuses qui sont potentiellement plus réactives que les zones restées lamellaires et a priori moins riches en 14C.Ce procédé par carboxy-gazéification a d'abord été testé sur des matériaux « analogues » non radioactifs (graphites broyés mécaniquement). Ces essais ont confirmé, pour des températures entre 950 et 1000 °C, l’élimination sélective et complète des zones nanoporeuses. Des tests ont alors été réalisés sur des déchets de graphite provenant des réacteurs Saint-Laurent-des-Eaux A2 et G2. Les résultats sont prometteurs avec notamment un quart du 14C extrait pour seulement quelques pourcents de perte de masse. Jusqu’à 68 % du 14C a pu être extrait, mais au prix d’une gazéification plus importante. Ce traitement permettrait donc d’extraire sélectivement une part du 14C (mobile ou lié à des zones nanoporeuses) et d’imaginer des scénarios alternatifs de gestion de ces déchets de graphite. / The decommissioning of French gas cooled nuclear reactors (UNGG), all arrested since 1994, will generate 23,000 tons of graphite waste classified Low Level and Long Lived and notably containing 14C. The aim of this thesis is to study a new method for selective extraction of this radionuclide by CO2 gasification.The multiscale organization of virgin and irradiated graphite has been studied by a coupling between microspectrometry Raman and transmission electron microscopy. With the neutron fluence, the structure degrades and the nanostructure can be greatly changed. In extreme cases, the lamellar nanostructure nuclear graphite has become nanoporous. Furthermore, these damages are systematically heterogeneous. An orientation effect of "crystallites", shown experimentally by ion implantation, could be a cause of these heterogeneities.This study also showed that from a specific fluence, there is an important development of nanoporous zones coinciding with a dramatic 14C concentration increase. This radionuclide could be preferentially concentrated in the nanoporous areas which are potentially more reactive than the remaining laminar areas which could be less rich in 14CThis process by CO2 gasification was firstly tested on "analogous" non-radioactive materials (mechanically milled graphite). These tests confirmed, for temperatures between 950 and 1000 °C, the selective and complete elimination of nanoporous areas.Tests were then carried out on graphite waste from Saint-Laurent-des-Eaux A2 and G2 reactors. The results are promising with notably the quarter of 14C inventory extracted for a weight loss of only few percent. Up to 68 % of 14C inventory was extracted, but with an important gasification. Thus, this treatment could allow extracting selectively a share of 14C inventory (mobile or linked to nanoporous areas) and allows imagining alternative scenarios for graphite waste managing.

La dosimétrie neutronique en réacteur se base sur l'analyse de l'activité de dosimètres irradiés, dont certains isotopes-cibles sont l'objet de réactions d'activation ou de fission sous l'effet des neutrons. Les différentes cibles sont sensibles aux neutrons d’énergie particulière. La caractérisation des spectres neutroniques est bien établie dans les domaines thermique, epithermique (Eneutron <1 keV) et rapide (Eneutron >1 MeV), mais il y a une absence de détecteur dans le domaine énergétique entre 1 keV et 1 MeV. Le travail de thèse a abouti sur un choix final: la capture (n, &#947;) sur les isotopes 92Zr et 94Zr, présents dans le zirconium naturel, pour former les isotopes 93Zr (stable) et 95Zr (radioactif). L'expérience ZIMA a été réalisée sur le réacteur OSIRIS pour démontrer la faisabilité de la méthode de détection proposée. Les analyses post-irradiation sont la spectrométrie &#947; et la spectrométrie de masse par accélérateur. Pour analyser les résultats expérimentaux, ZIMA a été simulée avec le code neutronique TRIPOLI-4 basé sur la méthode de Monte Carlo. Les rapports Calcul/Expérience présentés dans la thèse permettent de conclure que la détection neutronique (1 keV – 1 MeV) par capture de 94Zr et 92Zr donne des résultats probants. Les mesures obtenues sont exploitables. / Reactor dosimetry goal is to reconstruct neutron spectrum in a particular reactor location. Today we can reconstruct with precision thermal (<eV) and fast (>MeV) parts of neutron spectrum by using dosimeters with an adequate sensitivity. Nowadays there is no dosimeter for the intermediate energy region 1 keV - 1 MeV. Thus, the PhD goal is to select the 1 keV - 1 MeV sensible target-isotope and nuclear reaction and verify our solution by experimental irradiation. PhD final choice is for neutron capture reaction (n, &#947;) on 92Zr and 94Zr. Neutron irradiation produces 2 isotopes: 93Zr and 95Zr, stable and radioactive. Irradiation experiment was performed in OSIRIS reactor. Post-irradiation analyses of irradiated Zr samples are &#947; spectrometry and Accelerator Mass Spectrometry. In order to simulate irradiation experiment we performed calculation with neutron transport code TRIPOLI-4, based on Monte Carlo method. The goal of ZIMA (Zirconium Irradiation for Mass and Activity analysis) experiment was to prove the feasibility of 1 keV - 1 MeV neutron detection by (n,&#947;) capture on 92Zr and 94Zr under boron nitride filter. C/E ratios presented in this PhD allow us to conclude that activation of 94Zr and 92Zr gives us acceptable results.

Les évents de sécurité protègent de l'explosion les réacteurs chimiques sièges d'un emballement thermique de réaction. Pour les systèmes non tempérés (c'est à dire produisant majoritairement des gaz incondensables), les méthodes de dimensionnement des évents issues des travaux du DIERS sont très surdimensionnantes. Une méthode basée sur le principe de similitude, développée dans le cadre de l'ONU pour la famille des peroxydes, fournit des aires d'évent plus réalistes mais elle est très contraignante. Le présent travail a permis la réalisation d'un nouvel outil de dimensionnement en similitude pour scénario d'incendie : la maquette à 0,1 litre. Il s'agit d'une extension du calorimètre adiabatique VSP2. Cette maquette permet, à l'échelle du laboratoire, la réalisation de blowdowns et la détermination directe du rapport A/V de l'évent nécessaire, mais également le suivi en temps réel de la masse réactionnelle évacuée. <br />Nous avons validé l'utilisation de cette maquette à 0,1 litre (1 x 10-3 m-1 < A/V < 3,5 x 10-3 m-1) en comparant avec des blowdowns analogues effectués à l'INERIS dans le réacteur ONU 10 litres. Ces blowdowns ont été réalisés avec une solution d'hydroperoxyde de cumène (30% en masse) dans 2,2,4-triméthyl-1,3-pentanediol diiso-butyrate. Ces essais ont montré que la maquette à 0,1 litre conduit à des évents légèrement plus grands (0 à 50 %) que le réacteur ONU 10 litres. Elle se situe donc du côté de la sécurité, tout en étant beaucoup moins surdimensionnante que la méthode DIERS, et utilisable à l'échelle du laboratoire. La principale limite est due à des fuites thermiques dont il faut vérifier pour chaque système étudié que l'influence est négligeable. <br />Du point de vue compréhension, nos expériences montrent que, même si la décomposition de notre système ressemble à celle d'un système non tempéré (2 pics de pression), elle génère des vapeurs (produits de la décomposition) qui ont une forte influence sur le 2ème pic : ces vapeurs provoquent un ralentissement de la réaction et l'atténuation des températures maximales atteintes. On constate même une corrélation Pmax = f(Tmax). Ce comportement pourrait concerner la plupart (toutes ?) des décompositions. <br />Les mesures de masse évacuée ont permis de distinguer trois types de comportements qui illustrent l'influence de la pression dans le réacteur sur le « level swell ». La confrontation avec un modèle dynamique purement « gassy » a montré que l'évacuation de masse réactionnelle peut se traduire par une évacuation purement diphasique ou par une alternance gaz/ diphasique, que pour les hautes pressions l'évacuation est purement gazeuse au turnaround et que l'évacuation diphasique lors de la dépressurisation du second pic doit être imputée en grande partie à la présence de vapeur (ébullition). <br />Enfin, nous avons identifié et quantifié la contribution des différentes hypothèses au caractère surdimensionnant de la méthode DIERS appliquée à notre système hybride non tempéré. Parmi les hypothèses surdimensionnantes identifiées, celle qui suppose que le « turnaround » est gouverné par une égalité de débit volumique est de loin celle qui est la cause principale de surdimensionnement.

Ce travail est consacré à l'étude de la réduction des nitrates dans différents types de réacteurs (agité, photocatalytique et membranaire). Le catalyseur efficace pour cette réduction est un catalyseur bimétallique comportant un métal noble comme le Pd qui est associé à un métal promoteur tel que le Cu. Ce type de catalyseur déposé sur TiO2 pulvérulent a été étudié en réacteur conventionnel agité et a montré une activité catalytique comparable à la bibliographie. Le même réacteur soumis à un rayonnement UV a permis d'obtenir des performances plus élevées. En présence d'acide formique, qui joue le rôle d'agent sacrificiel, une sélectivité nulle en nitrites a été obtenue. Pour l'étude en réacteur contacteur membranaire, plusieurs membranes ont été préparées. Différents supports ont été étudiés : alumine et oxyde de titane, ainsi que trois diamètres de pores : 5, 10 et 25 nm. Deux configurations ont été mises en oeuvre : le mode interfacial qui a montré une activité limitée, et le mode traversé. Les performances de ce dernier indiquent un comportement inattendu. Sur les membranes de faible diamètre de pores, un effet de polarisation de concentration a été mis en évidence. Ce phénomène se traduit par une accumulation des ions dans les mésopores catalytiques, qui entraîne une augmentation de l'activité quand le débit transmembranaire augmente, c'est-à-dire quand le temps de contact diminue