La spectrométrie de masse haute température a été utilisée pour analyser les vapeurs simulant la réaction entre l'iode et les produits de fissions issus d'un accident grave de réacteur nucléaire à eau pressurisée. Deux voies principales ont été explorées, -(i) l'analyse thermodynamique des processus de vaporisation de CsOH, CsI et des mélanges CsI-CsOH. - (ii) la conception d'un réacteur spécifique pour l'analyse de la cinétique de recombinaison d'atomes pour former des molécules stables. La présente étude a confirmé l'existence de la molécule mixte Cs2IOH(g). Les pressions de vapeurs CsOH(g), Cs2O2H2(g) et Cs2IOH(g) ont été déterminées. Les paramètres moléculaires de la molécule mixte ont été estimés sur la base des dimères purs Cs2O2H2(g) and Cs2I2(g) et l'enthalpie de formation proposée. L'acquisition de données cinétiques nécessite un réacteur dédié dont la conception est présentée dans ce travail ainsi que les tests de qualifications associés.

Du fait des nouvelles réglementations sur les émissions de polluants à l'échappement, de nouveaux procédés de combustion LTC (Low Temperature Combustion) tels que le HCCI (Homogeneous Charge Compression Ignition) ont vu le jour. En effet, en mode HCCI, peu de particules et peu d'oxydes d'azote sont émis, mais il est nécessaire de contrôler précisément l'initiation et le déroulement de la combustion : soit par des solutions technologiques novatrices, soit par une formulation de carburant appropriée, soit par des forts taux d'EGR (Exhaust Gas Recirculation) dont la composition et la réactivité peuvent varier, soit par la combinaison des différents éléments précédents. Ce sont la formulation du carburant, la réactivité de l'EGR ainsi que la variation de sa composition qui ont fait l'objet de cette thèse.<br />Afin de pouvoir connaître la composition de ces gaz recyclés ainsi que l'influence des paramètres du moteur sur cette composition, une étude sur banc moteur HCCI a été réalisée. Pour pouvoir ensuite étudier l'influence de l'ajout de certaines espèces composantes des gaz brûlés sur la combustion HCCI, deux dispositifs expérimentaux ont été utilisés : un moteur HCCI et un réacteur auto-agité.<br />Cette thèse a ainsi pu mettre en évidence la composition des gaz brûlés en mode HCCI jusqu'alors méconnue, l'influence des paramètres du moteur ainsi que celle de la formulation du carburant sur cette composition, l'évolution de la composition au sein même du circuit de recirculation mais surtout l'importance de l'impact chimique de ces gaz recyclés sur l'initiation et le déroulement de la combustion HCCI.

Cette thèse, composée de quatre chapitres, porte sur l'amélioration et le développement de modèles pour la simulation numérique de la combustion supersonique. Le 1er chapitre décrit les bases théoriques d'un code de calcul destiné à la simulation des écoulements compressibles réactifs turbulents. Le 2e chapitre présente les améliorations apportées au modèle de turbulence k-epsilon, notamment l'implantation des corrections de Pope et Sarkar et la validation du modèle pour des écoulements compressibles tels que la couche de mélange plane et le jet rond. Une limitation stabilisatrice a été proposée pour la correction de Pope assurant une prédiction précise de l'épanouissement du jet rond. Un post-traitement de données d'une simulation directe d'une couche de mélange turbulente non isotherme bi-espèces a permis d'évaluer le rapport des nombres de Prandtl et de Schmidt turbulents. Le 3e chapitre est consacré aux modèles cinétiques chimiques. Une nouvelle méthode de réduction automatique de mécanismes cinétiques chimiques a été élaborée puis appliquée au développement de modèles chimiques réduits pour les mélanges réactifs CH4-H2-air et H2-air vicié. Une nouvelle corrélation empirique pour le délai d'autoinflammation du mélange CH4-H2-air a été proposée. Les mécanismes réduits ont été validés dans des conditions homogènes et dans un milieu diffusif. Le 4e chapitre présente la méthodologie et les résultats d'une étude numérique sur une chambre de combustion supersonique. L'aspect méthodologique de cette étude concerne : la validation des modèles numériques, le choix des conditions aux limites, l'adaptation du maillage et la comparaison des configurations bi- et tridimensionnelle.

Le Réacteur à Sels Fondus (RSF) en cycle Th/U est un des concepts de nouvelle génération pour la production d'énergie nucléaire. Un RSF type se compose d'une structure en graphite, servant de modérateur, percé de canaux dans lesquels circule le sel fondu (^{7}LiF+ThF_{4}+UF_{4}). Les données neutroniques fondamentales pour les simulations numériques sont les sections efficaces de diffusion élastique d'un neutron sur des noyaux de carbone (\sigma_{C}), de fluor (\sigma_{F}) et de lithium 7 (\sigma_{Li}) dans le domaine épithermique. <br /><br />Le but de ce travail est de déterminer précisément \sigma_{C} et \sigma_{F} entre 1 eV et 100 keV. Ces mesures ont été réalisées auprès de la plate-forme d'Etude et de Recherche sur l'Electro-Nucléaire (PEREN) du Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie de Grenoble. Elle comprend un GEnérateur de NEutrons Pulsé Intense (GENEPI) produisant des neutrons de 2.5 MeV au centre de massifs ralentisseurs (C et CF_{2}). Des taux de capture sont obtenus, pour des échantillons composés de matériaux de référence (Au, Ag, Mo et In) placés dans les massifs, à l'aide d'un scintillateur YAP couplé à un photo-multiplicateur.<br /><br />Des simulations précises des expériences, avec le code MCNP, ont été réalisées et la comparaison entre la simulation et l'expérience a permis de déterminer \sigma_{C} et \sigma_{F} avec des précisions de 1% et 2% respectivement, mettant en évidence des écarts avec les données nucléaires évaluées (ENDF).<br /><br />Des mesures complémentaires des sections efficaces totales \sigma_{C} et \sigma_{F} à plus haute énergie (200 - 600keV) ont été effectuées au Centre d'Etudes Nucléaires de Bordeaux par une méthode de transmission. Un faisceau de neutrons mono-énergétique est produit par des protons accélérés, dans un accélérateur Van De Graaff, sur une cible de LiF. Les neutrons transmis sont comptés par un détecteur proportionnel à hydrogène. Des écarts de 5% (C) et de 9% (F) par rapport à ENDF ont été mis en évidence.

L'objectif de ce travail de thèse est d'examiner le rôle de la sous-criticité du coeur, en tant que moyen pour améliorer la sûreté des systèmes nucléaires innovants, notamment des réacteurs à sel fondu, dédiés à la production d'énergie et/ou à la transmutation/incinération des déchets nucléaires. La sûreté intrinsèque est considérée comme l'objectif ultime de cette amélioration. Une tentative d'appliquer une approche systématisée pour l'analyse de la contribution de la sous-criticitité au comportement intrinsèque des systèmes hybrides est effectuée. Les résultats de cette étude prouvent que la sous-criticité améliore bien la sûreté des réacteurs nucléaires, et même, dans certaines configurations, permet d'attendre la sûreté intrinsèque. Dans tous les cas, un choix approprié du niveau de sous-criticité rend les transitoires plus lents et monotones. Il est montré que le point faible pour des systèmes hybrides avec une source indépendante de neutrons sont les transitoires thermo-hydrauliques non protégés tandis que pour des hybrides avec des sources couplées ce sont les transitoires de réactivité. Pour surmonter les inconvénients intrinsèques à ces deux types de systèmes hybrides, un nouveau principe de réalisation des systèmes hybrides couplés est proposé (concept DENNY). De plus, des approches, qui permettent de remédier à certains problèmes de sûreté, sont proposées. Une analyse préliminaire du potentiel de sûreté intrinsèque pour un réacteur à sel fondu avec spectre rapide (concept REBUS) est effectuée. Enfin, le potentiel des sources alternatives de neutrons basées sur des réactions thermonucléaires et photo-nucléaires est examiné.

Dans l'éventualité d'une contribution significative du nucléaire aux besoins énergétiques mondiaux, le problème de la gestion des déchets actuels remet en question la pérennité de la liere REP. En complément des recherches sur le stockage et l'incinération de ces déchets, il convient donc d'envisager des systemes innovants dédiés à une production d'énergie nucléaire durable, aussi sobre, propre et sûre que possible. Nous nous intéressons ici au concept de réacteur à sels fondus, dont le combustible est liquide. Cette particularité autorise un retraitement en ligne pyrochimique, qui peut permettre de s'affranchir de certaines limites neutroniques. Le projet MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) d'un réacteur à sels fluorures et à modérateur graphite a ainsi montré à la fin des années 1960 que la surgénération en cycle thorium et en spectre thermique est accessible avec un retraitement en ligne approprié.<br> A l'aide d'outils de simulation développés autour du code Monte Carlo MCNP, nous réévaluons dans un premier temps les performances d'un système de référence inspiré du projet MSBR. L'étude complète de la phase de mise à l'équilibre de ce réacteur d'une puissance de 2500 MWth, démarré en 232Th/233U, nous permet de valider nos choix de référence. L'équilibre obtenu montre une réduction importante des inventaires et des radiotoxicités induites par rapport aux autres cycles possibles. Le retraitement en ligne associé est suffisamment efficace pour rendre le systeme surgénérateur, avec un temps de doublement d'une trentaine d'années à l'équilibre.<br> A partir du système de référence, nous testons ensuite différentes options en termes d'économie de neutrons, de transmutation et de contrôle de la réactivité. Il en ressort que c'est le retraitement en ligne qui apporte le plus de flexibilité à ce système particulièrement bien adapté à la production d'énergie en cycle thorium. L'étude de scenarios de transition à cette filière quantifie les limites d'un éventuel déploiement à partir du parc français actuel, et montre enfin qu'une gestion raisonnée du plutonium disponible serait nécessaire dans tous les cas.

Afin d'étudier la faisabilité de la technologie ADS (" Accelerator Driven System ") pour la transmutation des déchets hautement radiotoxiques le projet MYRRHA (" Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications ") a pour objectif la construction d'un démonstrateur de réacteur hybride (50 à 100 MWth). Pour cela le réacteur sous-critique nécessite un accélérateur de forte puissance délivrant un faisceau continu de protons (600 MeV, 4mA), avec une exigence de fiabilité très élevée. La solution de référence retenue pour cette machine est un accélérateur linéaire supraconducteur. Ce mémoire de thèse décrit le travail de recherche - entrepris depuis octobre 2008 à l'IPN d'Orsay - portant sur la conception et la mise au point d'un module supraconducteur et des systèmes de régulation associés à sa cavité accélératrice, pour la partie haute énergie de l'accélérateur. Dans un premier temps, le design et l'optimisation de cavités accélératrices 5-cellules (β=0,65), fonctionnant à la fréquence de 704,4 MHz, sont présentés. Ensuite, la partie expérimentale se concentre sur l'étude de fiabilité du " cryomodule " prototype accueillant une cavité elliptique 5-cellules (β=0,47). Au cours de cette étude on s'est notamment attaché à mesurer et à caractériser le comportement dynamique du système d'accord. Les problématiques de maintient du " plat de champ " dans les cavités multi-cellules " bas béta " ont aussi été mises en évidence. Enfin, une analyse sur la tolérance aux pannes de l'accélérateur linéaire a été menée. Dans ce but, une modélisation de la cavité, de sa boucle de régulation RF (radiofréquence) et de la boucle de contrôle de son système d'accord, a été développée afin d'étudier les comportements transitoires de cet ensemble. Cette étude a permis de chiffrer les besoins en puissance RF et les performances requises du système d'accord et de démontrer la faisabilité d'un réglage rapides des cavités supraconductrices afin de minimiser le nombre d'arrêts faisceau dans le linac de MYRRHA.

De nombreuses études ont été réalisées par la communauté scientifique internationale sur la Corrosion Sous Contrainte (CSC) de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Néanmoins, les mécanismes à l'origine de cette fissuration sont encore mal compris. Un certain nombre de modèles ont été développés et proposés, cependant peu d'entre eux arrivent à intégrer l'influence de tous les paramètres. Le mécanisme d'oxydation interne et la famille de modèles basés sur l'action de l'hydrogène ont paru les plus prometteurs. L'objectif de l'étude était d'apporter des connaissances nouvelles sur le/les mécanisme/s de CSC. Il a été choisi de cibler les expérimentations de façon à sélectionner les modèles les plus pertinents. Pour cela des essais dans un milieu simulant le milieu primaire avec des marqueurs isotopiques (oxygène 18 et deutérium) ont été menés sur deux types d'éprouvettes. Des éprouvettes à déformation imposée de type « U-bend » ont été utilisées dans un premier temps et des éprouvettes sous forme de plaquette ayant des microstructures contrôlées ont été utilisées dans un second temps. Les caractérisations des fissures et des pénétrations d'oxyde intergranulaire par MEB, MET, SIMS, Nano-SIMS et des dosages d'hydrogène, ont permis une nouvelle analyse de la CSC de l'Alliage 600 en milieu REP, concernant plus particulièrement les points suivants : la stabilité thermodynamique des phases, la répartition et la morphologie des oxydes observés dans les fissures, le rôle de l'hydrogène, la nature des carbures de chrome et le caractère continu/discontinu du mécanisme de fissuration.<br /><br />A partir des résultats obtenus à l'aide du traçage isotopique de l'hydrogène et de l'oxygène couplé à l'utilisation de différentes techniques d'analyse complémentaires, il a été proposé un nouveau modèle de mécanisme de fissuration basé sur la formation d'oxyde de chrome aux joints de grains de l'alliage. Ce modèle permet de prendre en compte le rôle des paramètres liés au matériau (taux de défauts, déformation, type de joint de grain) et au milieu (teneur en hydrogène, température) qui influeraient sur les cinétiques de diffusion de l'oxygène dans l'oxyde aux joints de grains de l'alliage et du chrome aux joints de grains de l'alliage.

Le procédé de traitement du combustible du réacteur à sels fondus (réacteur de génération IV) est un procédé multi-étape dans lequell'extraction des actinides et des lanthanides utilise la technique d'extraction réductrice. Le développement d'un modèle analytique a montré que la mise en contact du sel combustible LiF-ThF4 avec une phase métallique constituée d'un mélange Bi-Li permet l'extraction sélective et quantitative des actinides dans un premier temps, puis l'extraction quantitative des lanthanides dans un second temps. La maitrise de ce procédé nécessite la connaissance des caractéristiques des phases salines impliquées dans le procédé. Les études des propriétés physico-chimiques des sels fluorures fondus ont permis de développer une technique de mesure de la fluoroacidité dans ces milieux via une mesure potentiométrique. Cette technique a permis d'établir un classement de différents mélanges de fluorures fondus en fonction de leur acidité relative. Par ailleurs, une méthode de détermination de la solvatation de solutés dans ces milieux a également été développée par électrochimie afin d'approfondir la connaissance du sel combustible (en particulier solvatation de ThF4 par les ions F-).L'extraction réductrice met également en jeu une phase métallique liquide. Une technique de préparation de cette phase a été développée par électro-réduction de lithium sur une électrode liquide de bismuth en milieu LiCl-LiF. Cette technique permet un bon contrôle de la fraction molaire de lithium introduite dans le bismuth, paramètre essentiel à l'efficacité de l'extraction.Enfin, afin d'optimiser le procédé général de traitement multi-étapes, des méthodes électrochimiques ont été proposées afin de régénérer les différentes phases liquides (salines et métalliques) mise en jeu lors de l'extraction.

L'objectif du travail présenté est d'acquérir expérimentalement de nouvelles données thermodynamiques sur les espèces qui constituent les produits de corrosion présents dans le circuit primaire des REP. Le volet expérimental de cette étude se focalise sur deux phases solides du nickel : l'oxyde de nickel NiO (ou bunsenite) et le ferrite de nickel NiFe2O4. La vitesse de dissolution de l'oxyde de nickel a été mesurée jusqu'à 130°C en milieu acide (pH 3 à 5). Un modèle cinétique a été utilisé afin de décrire les vitesses de dissolution mesurées expérimentalement. Ce modèle a permis de déterminer l'énergie d'activation réelle de la réaction de dissolution de l'oxyde de nickel. La solubilité d'un ferrite de nickel stœchiométrique synthétisé expérimentalement a été mesurée entre 100 et 200°C dans une cellule potentiométrique à électrodes à hydrogène. La spéciation du fer et du nickel dans la solution expérimentale a été discutée au regard des données thermodynamiques disponibles à haute température et des constantes d'équilibre calculées par le code MULTEQ. L'un des aspects de cette étude a consisté en la conception et la mise en route d'une cellule de mesure de solubilité à haute température : la boucle SOLO. Les spécifications techniques et le fonctionnement de cette installation seront présentés en détail.