La corrosion sous contrainte par l’iode (CSC-I) est l’un des mécanismes de rupture potentiels des crayons combustibles en alliage de zirconium, pouvant intervenir au cours des transitoires de puissance des réacteurs nucléaires. La fissuration par CSC-I comporte trois étapes : amorçage de la fissure, développement intergranulaire puis propagation transgranulaire. Le but du travail est d’identifier des paramètres critiques gouvernant les transitions entre ces différentes étapes. En premier lieu, des essais sur des éprouvettes en Zircaloy présentant des finitions de surface et des états métallurgiques variés permettent de discriminer l’influence de différents paramètres sur l’amorçage des fissures. Nous mettons en évidence le rôle critique du niveau des contraintes résiduelles, de leur répartition en surface ainsi que de leur profil au sein du matériau. La sensibilité des alliages à l’amorçage des fissures n’est pas directement corrélée à la rugosité de la surface. Cependant, la dispersion des paramètres de rugosité traduit l’irrégularité du profil, l’hétérogénéité du niveau des contraintes résiduelles, et donc l’existence de zones où les contraintes résiduelles sont localement moins protectrices. Dans un second temps, des éprouvettes de Zircaloy-4 possédant différents états d’écrouissage sont sollicitées sous charge constante, en présence de méthanol iodé. Les modifications microstructurales induites par l’écrouissage favorisent l’apparition de la propagation transgranulaire des fissures de CSC-I. Des observations des faciès de rupture en MET révèlent que la transition inter/transgranulaire intervient dans des zones où les grains sont fortement désorientés les uns par rapport aux autres, suite à l’augmentation des contraintes locales résultant des incompatibilités de déformation grain à grain. / Iodine-induced stress corrosion cracking (I-SCC) is one of the potential failure modes of zirconium alloy fuel claddings during power transients in nuclear reactors. I-SCC failures are usually described in three steps: initiation of cracks, intergranular development and transgranular propagation. The objective of this work is to identify critical parameters controlling transitions between crack propagation modes. First of all, experiments conducted on Zircaloy samples with various surface conditions and metallurgical states lead to discriminate the influence of several parameters responsible for cracks initiation. The critical role of residual stresses level, their distribution at the subsurface and their evolution in the bulk of the material is evidenced. Sensitivity to I-SSC is not directly correlated to surface roughness. However, dispersion in roughness parameters indicates the presence of surface irregularities, heterogeneities of residual stresses and the existence of surface areas where residual stresses are less protective. In a second step, Zircaloy-4 samples with various strain-hardening pre-treatments are submitted to constant load tests in an iodine methanol solution. Microstructural modifications induced by a strain-hardening pre-treatment enhance transgranular propagation of I-SCC cracks. TEM observations of fracture surfaces show that the intergranular to transgranular crack transition takes place preferentially where the relative crystallographic orientation is large between two adjacent grains, because of local stress concentrations resulting from strain incompatibilities between neighbouring grains.

Devant l’augmentation de la part des énergies renouvelables en France, cette thèse propose d’étudier l’augmentation de la flexibilité des réacteurs à eau pressurisée en croisant deux disciplines pour, chacune, atteindre des objectifs complémentaires : l’Ingénierie Système (IS) et l’Automatique.Dans le contexte de l’ingénierie de systèmes complexes et du Model Based Systems Engineering, ce travail propose dans un premier temps une méthode de conception se fondant sur les principes normatifs de l’IS et respectant les habitudes et les pratiques courantes en ingénierie de Framatome. Cette méthode a pour vocation de formaliser et assurer le passage des exigences aux architectures et d’améliorer les capacités de vérification des modèles développés lors de la conception. Elle s’organise autour de langages de modélisation interopérables, couvrant l’ensemble des processus promus par l’IS. La méthode proposée est appliquée sur le système dont les performances sont les plus limitantes dans le contexte de l’augmentation de flexibilité : le Core Control. Ce composant algorithmique du réacteur assure le contrôle des paramètres de fonctionnement du cœur : la température moyenne, la distribution axiale de puissance et la position des groupes de grappes.La thèse propose ensuite des contributions techniques relevant du champ de l’Automatique. Il s’agit de concevoir un système de régulation répondant aux exigences issues de la formalisation IS évoquée ci-dessus. La solution proposée repose sur une stratégie de commande hiérarchisée, utilisant la complémentarité des approches dites de commande multi-objectif, de séquencement de gains et enfin de commande prédictive. Un modèle de réacteur nucléaire simplifié innovant est développé à des fins de conception du système de régulation et de simulations intermédiaires. Les résultats obtenus ont montré les capacités d’adaptation de la démarche proposée à des spécifications diverses. Les performances atteintes sont très encourageantes lorsque évaluées en simulation à partir d’un modèle réaliste et comparées à celles obtenues par les modes de pilotages classiques. / In the event of increasing renewable energies in France, this thesis proposes to study the flexibility increase of pressurized water reactors (PWR) throughout two different engineering disciplines aiming at complementary objectives: Systems Engineering (SE) and Control theory.In a first phase, within the frame of complex systems design and Model Based Systems Engineering, this work proposes a SE method based on SE standard principles and compliant with Framatome’s practices and addressing the revealed issues. This SE contribution is twofold: formalize and ensure the path from requirements to system architectures and enhance the capabilities of models verification. The method revolves around interoperable modeling languages, covering the SE processes: from requirement engineering to system architecture design. The method is applied to the system, which performances are the most limiting in the context of flexibility increase: the Core Control. This algorithmic reactor component ensures the control of: the average coolant temperature, the axial offset and the rod bank position, three of the core main functioning parameters.In order to provide a technical contribution relying on some advanced control methodologies. It consists in designing a control system meeting the requirements defined by the SE method application. The proposed solution is in a two-layer control strategy using the synergies of multi-objective control, gain-scheduling and predictive control strategies. A simplified innovative nuclear reactor model is employed to conceive the control algorithm, simulate and verify the developed models. The results obtained from this original approach showed the ability to adapt to various specifications. Compared to conventional core control modes, the simulation results showed very promising performances, while meeting the requirements, when evaluated on a realistic reactor model.

L’excès de réactivité neutronique dans les centrales nucléaires est compensé par des sys-tèmes actifs de contrôle du réacteur : acide borique et barres de contrôle. L’apport d’antiréactivité peut se faire passivement avec des poisons consommables, c'est-à-dire des absorbants de neutrons, en particulier du gadolinium (Gd).Dans le cadre d’une augmentation de l’enrichissement en U²³⁵ et de réduction de l’utilisation d’acide borique, cette thèse a pour objectif d’optimiser la distribution du ga-dolinium dans des céramiques d’UO₂ afin d’obtenir un apport optimisé d’antiréactivité dans un Réacteur à Eau sous Pression.Dans ce sens, le travail est orienté à trouver des nouveaux matériaux riches en gadolinium. Le diagramme de phase U-O-Gd a donc été exploré dans le domaine des fortes teneurs en Gd. Deux phases cubiques ont été trouvées et caractérisées : les phases C1 et C2. En vue d’une application industrielle, la phase C1 a été retenue comme candidate pour l’ajout du Gd dans les pastilles d’UO₂.La distribution optimale de cette phase C1 dans les assemblages de combustible nucléaire a été étudiée avec le code de calcul neutronique APOLLO2.8. Des études paramétriques ont été réalisées. Ces études neutroniques ont aboutit à un concept performant de pastille empoisonnée. Finalement, des pastilles prototype ont été fabriquées en laboratoire suivant ce concept. L’ensemble des résultats obtenus montre qu’un concept de pastille avec un dépôt superficiel neutrophage de phase C1 est une manière d’apporter de l’antiréactivité de manière optimisée dans le cadre de cycles longs. Ceci pourrait potentiellement être appliquée à l‘échelle industrielle. Un brevet a été déposé en ce sens. / Reactivity excess in Nuclear Power Plants is controlled by reactor’s active systems: boric acid dilution and control rods. Alternatively, negative reactivity insertion can be made in a passive way using burnable poisons, i.e. neutron absorbers, this is the case of gadolinium (Gd).In the industrial framework of U²³⁵ enrichment increase and boric acid restraint, the goal of this thesis is to optimize the distribution of gadolinium in UO₂ ceramics to obtain a high-performance provision of negative reactivity in Pressurized Water Reactors.In this sense, the work is focus on new gadolinium-rich materials. Thus, U-Gd-O phase diagram was explored in the field of high Gd contents. Two cubic phases were found and characterized: the C1 and C2 phases. With the aim of an industrial application, C1 phase was selected as candidate for Gd addition into UO₂ pellets.The optimal distribution of C1 phase within a nuclear fuel assembly was studied using APOLLO 2.8 neutron transport code. Parametrical calculations were performed. These neutronic studies have ends in a successful “concept of poisoned pellet”.Finally, some prototype pellets following this concept were made in laboratory to proof it feasibility.All the obtained results shows that the proposed concept of a neutrophage C1-phase coating on UO₂ pellets is a convenient way to reduce reactivity excess within the framework of long irradiation cycles. This concept could be potentially applied in industrial scale. Consequently a patent application process was initiated.

Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l’Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d’une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l’étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la science des matériaux. Elle traite de l’Interaction Combustible-Réfrigérant (ICR, ou FCI en anglais pour Fuel-Coolant Interaction) susceptible d’intervenir lors d’un accident grave de réacteur nucléaire et actuellement à l’étude dans les programme de R&D. Au cours d’un accident de fusion d’un coeur de réacteur, les matériaux fondus peuvent interagir avec le liquide de refroidissement (eau légère), aussi appelé réfrigérant. Cette interaction peut se produire à l'intérieur de la cuve ou, en cas de rupture de celle-ci, à l'extérieur. Ces deux scénarios sont couramment appelés Interaction Combustible-Réfrigérant en- et hors- cuve et se distinguent de par les conditions du réacteur lors de l’accident : pression du système, degré de sous refroidissement de l’eau, etc. L'interaction entre le combustible fondu et le liquide de refroidissement peut évoluer vers une détonation thermique appelée «explosion de vapeur» qui peut endommager le réacteur, voire compromettre l'intégrité du confinement. Des expériences récentes ont montré que la composition du combustible a un effet majeur sur l’apparition et le rendement d’une telle explosion. En particulier, des comportements différents ont été observés entre un matériau simulant, l'alumine, qui explose très facilement, et diverses compositions de corium prototypique (80 m. % UO2, 20% m.% ZrO2). Cet «effet matériau» a suscité un intérêt nouveau pour les analyses post-expériences des débris issus de l’ICR afin de déterminer les mécanismes qui interviennent au cours de ces phénomènes extrêmement rapides. La thèse est organisée en neuf chapitres. Le chapitre 1 constitue une introduction générale et présente le contexte d’un accident grave d’un réacteur nucléaire. Quelques exemples d’accidents graves (Three Miles Island 1979, Tchernobyl 1986 et Fukushima 2011) sont brièvement abordés. Le chapitre 2 résume les aspects théoriques de l'interaction combustible-réfrigérant. Il est divisé en quatre parties correspondant aux quatre étapes généralement rencontrées lors du mécanisme d’ICR i) Prémélange - le combustible fondu, versé dans l'eau, se fragmente en gouttelettes grossières qui s’isolent d’un film de vapeur. ii) Déclenchement – le film de vapeur entourant les gouttes de combustible est déstabilisé, permettant ainsi la fragmentation fine du combustible. iii) Propagation - la fragmentation du combustible se propage à l’ensemble du prémélange, augmentant ainsi la surface de contact entre le combustible fondu et l’eau. Ceci conduit à une production intense de vapeur à grande échelle. iv) Expansion (explosion) - l'énergie thermique transférée du combustible à l'eau est transformée en travail mécanique de la vapeur.[...] / This work has been performed under co-tutelle supervision between Charles University in Prague (Czech Republic) and Strasbourg University (France). It also profited from the background and cooperation of Institute of Inorganic Chemistry Academy of Science of the Czech Republic and French Commission for Atomic and Alternative energies (CEA Cadarache). Results of the work contribute to the OECD/NEA project Serena 2 (Program on Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications).Presented thesis can be classed in the scientific field of nuclear safety and material science. It is aimed on the socalled “molten nuclear Fuel – Coolant Interaction” (FCI) that belongs among the recent issues of the nuclear reactorsevere accident R&D. During the nuclear reactor melt down accident the melted reactor load can interact with the coolant (light water). This interaction can be located inside the vessel or outside in the case of vessel break-up. These two scenarios are commonly called in- and ex-vessel FCI and they differ in the conditions such as initial pressure of the system, water sub-cooling etc. The Molten fuel – coolant interaction can progress into thermal detonation called “steam explosion” that can challenge the reactor or containment integrity.Recent experiments have shown that the melt composition has a major effect on the occurrence and yield of such explosion. In particular, different behaviors have been observed between simulant material (alumina), which has important explosion efficiency, and some prototypic corium compositions (80 w. % UO2, 20% w. % ZrO2). This “material effect” has launched a new interest in the post-test analyses of FCI debris in order to estimate the processes occurring during these extremely rapid phenomena. The thesis is organized in nine chapters. The chapter 1 gives the general introduction and context of the nuclear reactor accident. Major nuclear accidents (Three Miles Island 1979, Chernobyl 1986 and Fukushima 2011) are briefly described. The chapter 2 summarizes the theoretical aspects of the fuel – coolant interaction. It is divided in four thematic fields according to the FCI progression. In general, FCI has four stages: i) Premixing – hot melt is poured in water and fragmented in coarse droplets surrounded by steam filmii) Triggering – steam film around melt droplets is destabilized allowing fine fragmentation iii) Propagation – the fine fragmentation propagate through the premixture increasing the melt – water interface area, which leads to large steam production iv) Expansion (explosion) – Thermal energy transferred from the melt to water is changed into mechanical workof the steam.The chapter 3 summarizes the research conducted in different experimental facilities using nonradioactive simulant or radioactive prototypic materials. The chapter 4 shows the results of thermodynamic calculations, by which thepossible chemici reactions between melts and water/steam at high temperatures were modeled. Second part presentsthe results of 1D calculations of radiation heat transfer from FCI materials to water/steam. The chapter 5 describes the material analyses of non-radioactive simulant debris coming from MISTEE experimental research program (KTH, Sweden) and PREMIX, ECO facilities (FZK, Germany). The chapters 6 to 8 describe the material analyses of radioactive prototypic debris coming from KROTOS research program (CEA, France). The KROTOS KS2 test used melt composition 70 w. % UO2 and 30 w. % ZrO2, the KS4 test 80 w. % UO2 and 20 w. % ZrO2, the last KS5 test used suboxidized melt 80.1 w. % UO2 and 11.4 w. % ZrO2 and 8.5 w. % metallic Zr. The chapter 9 concludes the work and presents future perspectives.

Au-delà des questions inhérentes à la sûreté des installations nucléaires, l’accident de la centrale Fukushima Dai’ichi du 11 mars 2011 a fait ressurgir ce que certains considèrent comme un paradoxe : le Japon s’est lancé dans l’aventure du nucléaire alors qu’il avait lui-même été victime de la bombe atomique et que, de surcroît, il est régulièrement confronté à des catastrophes naturelles. Par ailleurs, la catastrophe de Fukushima a encouragé une certaine réflexion sur les médias japonais, qui vise particulièrement à critiquer le rôle que ceux-ci ont joué dans la promotion du nucléaire et son acceptation auprès du public japonais dès après la Seconde guerre mondiale. En s'inscrivant dans le champ des études en histoire culturelle, le présent travail vise ainsi à comprendre, à travers le prisme de l'image médiatique, comment le Japon a opéré une transition entre Hiroshima (1945) et Tôkaimura (1957), autrement dit entre le nucléaire militaire et le nucléaire civil, en attachant une importance particulière à la manière dont les discours sur ces "deux nucléaires" ont été articulés dans la presse japonaise. Pour ce faire, nous analysons la manière dont les grands quotidiens nationaux Asahi Shinbun et Yomiuri Shinbun ont traité de l’énergie atomique durant la genèse du projet nucléaire civil japonais (1945-1957), une période charnière démarrant avec les bombardements atomiques d’Hiroshima et de Nagasaki et se clôturant avec la mise en route du tout premier réacteur nucléaire expérimental japonais à Tôkaimura. À travers un plan structuré chronologiquement autour de quatre périodes, nous tentons donc de fournir des éléments de réponse à la question suivante : comment l’énergie nucléaire civile a-t-elle été représentée dans la presse nationale japonaise à l’époque de son introduction dans l’archipel ? Dans la première partie (1945-1949), nous observons comment l’énergie nucléaire a été représentée durant les premières années suivant les bombardements atomiques sur Hiroshima et Nagasaki, alors que le discours sur le nucléaire militaire était censuré par les Forces Alliées et que l’énergie nucléaire civile n’en était encore qu’à ses balbutiements. Dans la deuxième partie (1949-1952), nous analysons comment le socle des représentations de cette énergie évolue alors que la menace de la guerre nucléaire fait surface et que les premiers succès de production d’électricité nucléaire à l’étranger attirent l’attention de la presse japonaise. Notre troisième période (1953-1955) s’intéresse à trois évènements médiatiques qui ont influencé le discours médiatique autour de l’énergie nucléaire : le discours américain Atoms for Peace ; l’incident du thonier Daigo Fukuryû Maru ; et la venue de l’industriel américain John Jay Hopkins sur l’invitation de Shôriki Matstutarô, alors à la tête du quotidien Yomiuri Shinbun. Enfin, dans notre dernière partie (1955-1957) nous analysons tout d’abord la manière dont le quotidien Yomiuri Shinbun a couvert une grande exposition sur "les usages pacifiques" de l’énergie nucléaire qu’il avait lui-même co-organisé avec l’United States Information Agency pour améliorer l’image de cette dernière après l’incident du Daigo Fukuryû Maru. Dans un second temps, nous nous intéressons aux débats politiques à l’heure où le Japon commence à institutionnaliser son projet nucléaire civil. Enfin, nous clôturons cette dernière partie en traitant d’un événement qui devait symboliser l’aboutissement du projet nucléaire civil japonais : la mise en marche du tout premier réacteur nucléaire expérimental du Japon, dans le village de Tôkaimura. / In addition to questions that are inherent to the safety of nuclear installations, the accident at Fukushima Dai’ichi Nuclear Power Plant of March 2011 raised what can be considered a paradox: Japan has embarked on a nuclear adventure even though it has been the victim of a nuclear bomb itself and while it regularly faces natural catastrophes.Furthermore, the Fukushima catastrophe has encouraged some reflexion on the Japanese media, with special focus on the role these have played in the promotion of nuclear energy and in its acceptance by the Japanese public after the Second World War.This study, which belongs to the field of cultural history, aims at understanding through the prism of the media image, in what way Japan has accomplished a transition between Hiroshima (1945) and Tôkaimura (1957); in other words between military nuclear power and civilian nuclear energy, while attaching special importance to how the debate about these two aspects of the nuclear reality has been articulated in the Japanese press. To do this, we analyse the manner in which the big national newspapers: the Asahi Shinbun and Yomiuri Shinbun, dealt with atomic energy during the establishment of the Japanese civilian nuclear project (1945-1957), a pivotal period which started with the atomic bombings of Hiroshima and Nagasaki and closed with the start-up of the first Japanese experimental nuclear reactor in Tôkaimura. By means of a plan that is structured chronologically around four periods we will try to provide answers to the following question: how was civilian nuclear energy represented in the Japanese national press at the time of its introduction in the archipelago?In the first period (1945-1949), we observe how nuclear energy was represented during the first years following the atomic bombings of Hiroshima and Nagasaki, at a time that any discussion about atomic bombings was censured by the Allied Forces and that civilian nuclear energy was still in its infancy. In the second period (1949-1952), we analyse how the base of the representations of that energy evolves while the threat of nuclear war surfaces and while the first successes of the production of nuclear energy draw the attention of the Japanese press. Our third period (1953-1955) focuses on three media events which influenced the debate around nuclear energy: the American speech Atoms for Peace; the incident of the tuna fishing boat Daigo Fukuryû Maru and the arrival of the American industrialist John Jay Hopkins at the invitation of Shôriki Matstutarô, the head of the daily newspaper Yomiuri Shinbun. Finally, in our last period (1955-1957) we analyse first of all the manner in which the Yomiuri Shinbun covered the great exhibition on ‘the pacific uses of nuclear energy’ which it had itself co-organized with the United States Information Agency after the Daigo Fukuryû Maru incident, in order to improve the image of the latter. Then, we examine the political debates at the time that Japan began to institutionalize its nuclear civilian project. Lastly we end this part discussing an event that should symbolize the successful conclusion of the Japanese nuclear project: the start-up of the first experimental nuclear reactor in Japan in the village of Tôkaimura.

Le Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives (CEA) a en charge la conception d'un réacteur à neutrons rapides de quatrième génération.L'instrumentation neutronique de ce futur réacteur s'appuiera sur des chambres à fission placées en cuve. Ces chambres à fission à haute température (CFHT) devront fonctionner à pleine puissance à une température comprise entre 400°C et 650°C.Un bilan récent de la technologie CFHT a révélé que certains points sont à améliorer afin d'en garantir une plus grande fiabilité.En particulier, on recherche une meilleure compréhension du phénomène de décharges partielles. Celles-ci engendrent des impulsions non discernables de celles produites par les fragments de fission du dépôt fissile.Par ailleurs, elles pourraient accélérer le vieillissement des isolants minéraux.En s'appuyant sur une démarche expérimentale et théorique, ce travail de thèse a apporté plusieurs résultats.Les tests sur les différentes chambres à fission ont permis de caractériser les signaux de DP, vis à vis des signaux neutroniques et de trouver une méthode efficace de discrimination DP-neutron. De la même manière, les signaux DP ont été localisés et une solution technologique a été proposée et mise en oeuvre avec succès pour les éliminer.Un outil de calcul pour la simulation des impulsions neutroniques a été conçu et testé avec succès.Une expérience sur l'effet de la température sur la courbe de Paschen, dans un volume de gaz fermé, a été conçue et réalisée en donnant les premiers résultats intéressants. / The Commission for Atomic and Alternative Energy (CEA) is in charge of the fourth generation fast neutron reactor design. The instrumentation for neutron flux measurement of this future reactor will be based on fission chambers placed in-core. These high temperature fission chambers (HTFC) will have to operate at full reactor power, and thus at a temperature between 400°C and 650°C.A recent review of HTFC technology has revealed that some points need improvement to ensure greater reliability.In particular, a better understanding of the phenomenon of partial discharges (PD), which are observed in the fission chambers at high temperature, is needed. These PD pulses are indistinguishable from those produced by the products of fission caused by collision with neutrons with the fissile deposit within thechambers.In addition, they could accelerate aging of the ceramic insulators used in the chambers.Based on both experimental and theoretical approaches, this PhD work found several results.Tests on different fission chambers made it possible to characterize the DP signals vis-a-vis the neutron signals and to find an operational DP-neutron discrimination method. The DP signals were localized and a technological solution was proposed and successfully implemented to eliminate them.A calculation tool for neutron pulse simulation was also designed and tested successfully.An experiment on the effect of temperature on the Paschen curve, in a closed gas volume, was designed and carried out giving initial interesting results.

La fissuration intergranulaire par corrosion sous contrainte affecte depuis plusieurs décennies certaines pièces en alliage 600 (NC15FE) des réacteurs nucléaires à eau sous pression, telles que les tubes de générateur de vapeur et les manchettes d'adaptateur pour couvercle de cuve, exposées pendant plusieurs dizaines de milliers d'heures au milieu primaire (eau pure désaérée, additionnée d'hydrogène, de bore et de lithium entre 290 et 325°C). L'objectif de l'étude est une meilleure compréhension des mécanismes responsables de la fissuration, en particulier des interactions entre les sollicitations mécaniques locales et les effets d'environnement liés à la présence d'un milieu oxydant. Des essais de propagation de fissure sur éprouvettes CT ont été réalisés en fatigue continue et en fatigue fluage. L'analyse des résultats a porté sur les sollicitations mécaniques locales (calcul par éléments finis), les modes d'oxydation (expertises par microscopie électronique en transmission) et les interactions entre l'environnement et le comportement mécanique du matériau (essais sur produit mince). La propagation de fissure intergranulaire à 550°C sous différentes pressions partielles d'oxygène a été reliée à un endommagement de fluage. La formation d'oxydes riches en nickel et/ou en fer accélère le fluage dislocation à proximité de la surface. Elle étend alors le domaine de rupture intergranulaire vers les vitesses de déformation locales plus élevées imposées en fatigue continue. Des résultats analogues ont été obtenus à 400°C. Les essais en présence d'eau désaérée (vapeur à 400°C, milieu primaire à 320°C) ont également conduit à une propagation de fissure intergranulaire et à la formation d'oxydes riches en nickel. Les faciès de rupture sont identiques à ceux obtenus en corrosion sous contrainte. Une activation locale du fluage dislocation par les réactions d'oxydation est également envisagée pour rendre compte des résultats expérimentaux.

L'excès de réactivité neutronique dans les centrales nucléaires est compensé par des sys-tèmes actifs de contrôle du réacteur : acide borique et barres de contrôle. L'apport d'antiréactivité peut se faire passivement avec des poisons consommables, c'est-à-dire des absorbants de neutrons, en particulier avec du gadolinium (Gd). Dans le cadre d'une augmentation de l'enrichissement en U²³⁵ et de réduction de l'utilisation d'acide borique, cette thèse a pour objectif d'optimiser la distribution du ga-dolinium dans des céramiques d'UO₂ afin d'obtenir un apport optimisé d'antiréactivité dans un Réacteur à Eau sous Pression. Dans ce sens, le travail est orienté à trouver des nouveaux matériaux riches en gadoli-nium. Le diagramme de phase U-O-Gd a donc été exploré dans le domaine des fortes teneurs en Gd. Deux phases cubiques ont été trouvées et caractérisées : les phases C1 et C2. En vue d'une application industrielle, la phase C1 a été retenue comme candidate pour l'ajout du Gd dans les pastilles d'UO₂. La distribution optimale de cette phase C1 dans les assemblages de combustible nucléaire a été étudiée avec le code de calcul neutronique APOLLO2.8. Des études paramétriques ont été réalisées. Ces études neutroniques ont aboutit à un concept performant de pas-tille empoisonnée. Finalement, des pastilles prototype ont été fabriquées en laboratoire suivant ce concept. L'ensemble des résultats obtenus montre qu'un concept de pastille avec un dépôt super-ficiel neutrophage de phase C1 est une manière d'apporter de l'antiréactivité de manière optimisée dans le cadre de cycles longs. Ceci pourrait potentiellement être appliquée à l'échelle industrielle. Un brevet a été déposé en ce sens.

Il est prévu d’augmenter la durée de vie des centrales nucléaires actuellement opérationnelles. Le vieillissement des structures en béton armé telles que les tours aéroréfrigérantes doit être évalué, son incidence sur la capacité portante calculée. Dans le cas de fortes dégradations, le renforcement doit être envisagé, afin d’assurer la pérennité de ces tours face aux sollicitations extrêmes telles que les tempêtes de vent et les séismes. Ce travail vise à quantifier les effets néfastes que peut générer la réduction de section des aciers induite par la corrosion, en particulier sur la capacité portante des tours dans des conditions de sollicitations extrêmes monotones ou cycliques de types vent et séisme. Ces sollicitations sont certainement les plus sévères, entrainant la structure dans le domaine non linéaire, elles sont susceptibles d’induire des endommagements de type fissuration qui dans le cas de sollicitation cycliques peuvent s’avérer néfastes. Des modélisations numériques sont proposées pour déterminer la réponse quasi-statique ou dynamique de la structure, en tenant compte des apparitions de fissures dans le béton et de leur évolution via des lois de comportement appropriées du matériau béton, ainsi que la plastification des aciers. Dans le cas d’une sollicitation sismique, dans le but de comparer les approches de modélisation du séisme et d’évaluer la robustesse des résultats, les réponses dynamiques sont évaluées par trois méthodes différentes de calcul : l’approche dynamique temporelle non linéaire, la méthode spectrale et la méthode modale temporelle. Des études paramétriques portant sur l’amortissement, les combinaisons de charges et les configurations structurales, sont aussi menées. Dans le cas d’une sollicitation de type vent, la technique de renforcement à l’aide de matériaux composite, tel que le tissu de fibres de carbone (TFC) est modélisée. Le comportement de la structure endommagée présentant un taux de corrosion avancée, est évalué dans le régime pré- et post-fissuration, comparativement à la structure intègre. La perte de capacité portante est quantifiée, un renforcement permettant de restaurer l'intégrité et donc d’augmenter la durée de vie de la structure est proposé. / The authorities have planned to increase the lifetime of currently operating nuclear power plants. The ageing of reinforced concrete structures such as cooling towers should be evaluated and its impact on the bearing capacity calculated. In the case of significant damage, the strengthening must be considered to ensure the sustainability of these towers facing the risk of storms and earthquakes becoming more and more frequent. This work aims to quantify the adverse effects that can generate concrete cracks and rebar section loss induced by corrosion, especially on the bearing capacity of nuclear power plant cooling towers under monotonic or cyclic extreme load conditions (wind and earthquake). These loads are certainly the most severe, since they take the structure into the nonlinear domain and can induce or amplify cracking damage. Numerical simulations are proposed to determine the quasi-static or dynamic response of the structure, taking into account appearance of concrete cracks and their evolution via an appropriate material concrete law and rebar's yielding. In the case of a seismic load, the responses are evaluated by three different methods; the nonlinear response history analysis (NLRHA), the response spectrum analysis and the modal response history analysis (MRHA) in order to compare the earthquake modeling approaches and to evaluate the robustness of the results. Parametric studies on damping, load combinations and structural configurations, are also performed. In the case of a wind load, the strengthening technique using composite materials, such as carbon fiber reinforced plastic (CFRP) is modeled. The behavior of the damaged structure with an advanced corrosion rate is estimated in the pre- and post-cracking regime, compared to the undamaged structure. The drop of bearing capacity is quantified, a reinforcement designed is proposed to restore the integrity and thus increase the lifetime of the structure.

Au-dessus d'un taux de combustion seuil ≥ 7 at %, les produits de fission volatils Cs, I, et Te ou métalliques (Mo) sont partiellement relâchés hors du combustible et finissent par constituer une couche de composés de PF qui remplit progressivement le jeu existant entre la périphérie de la pastille et la surface interne de la gaine en acier inoxydable. Nous appelons cette couche JOG pour Joint Oxyde-Gaine. Mon sujet de thèse est axé sur l'étude thermodynamique du système (Cs, I, Te, Mo, O) + (U, Pu) ainsi que sur l'étude de la diffusion de ces produits de fission à travers le combustible vers le jeu combustible-gaine pour former le JOG.L'étude thermodynamique constitue la première étape de mon travail. Sur la base d'une analyse critique des données expérimentales issues de la littérature, les systèmes Cs-Te, Cs-I, Cs-Mo-O ont été modélisés par la méthode CALPHAD. En parallèle, une étude expérimentale a été entreprise pour valider la modélisation CALPHAD du système binaire Cs-Te. Dans une deuxième étape, les données thermodynamiques résultant de la modélisation CALPHAD ont été introduites dans la base de données du code de calcul thermodynamique ANGE (code interne au CEA dérivé du logiciel SOLGASMIX) dont la finalité est le calcul de la composition chimique du combustible irradié. Dans une troisième étape, le code de calcul thermodynamique ANGE (Advanced Numeric Gibbs Energy minimiser) a été couplé avec le code de simulation du comportement thermomécanique du combustible des RNR-Na GERMINAL V2. / For a burn-up higher than 7 at%, the volatile FP like Cs, I and Te or metallic (Mo) are partially released from the fuel pellet in order to form a layer of compounds between the outer surface of the fuel and the inner surface of the stainless cladding. This layer is called the JOG, french acronym for Joint-Oxyde-Gaine.My subject is focused on two topics: the thermodynamic study of the (Cs-I-Te-Mo-O) system and the migration of those FP towards the gap to form the JOG.The thermodynamic study was the first step of my work. On the basis of critical literature survey, the following systems have been optimized by the CALPHAD method: Cs-Te, Cs-I and Cs-Mo-O. In parallel, an experimental study is undertaken in order to validate our CALPHAD modelling of the Cs-Te system. In a second step, the thermodynamic data coming from the CALPHAD modelling have been introduced into the database that we use with the thermochemical computation code ANGE (CEA code derived from the SOLGASMIX software) in order to calculate the chemical composition of the irradiated fuel versus burn-up and temperature. In a third and last step, the thermochemical computation code ANGE (Advanced Numeric Gibbs Energy minimizer) has been coupled with the fuel performance code GERMINAL V2, which simulates the thermo-mechanical behavior of SFR fuel.