Les études de scénarios d'un parc électronucléaire, ainsi que les études de sûreté, sont essentielles pour explorer les différentes stratégies du nucléaire du futur. Pour mener à bien ces études, il est nécessaire d'estimer le temps d'irradiation d'un combustible donné, ainsi que sa composition isotopique pendant la campagne de production d'électricité. Ces estimations reposent sur des simulations de réacteurs nucléaires, dont les calculs d'évolution doivent être les plus représentatifs possible. Les schémas de calcul classiquement utilisés s'effectuent en deux étapes : un calcul cellule pour résoudre l'équation du transport des neutrons (de type déterministe ou Monte Carlo) suivi d'un calcul cœur (déterministe). Le calcul cellule est une simulation d'évolution d'un assemblage dans des conditions infinies. À partir de ce calcul, des sections efficaces homogénéisées et condensées, ainsi que des grandeurs de diffusion, sont calculées comme données d'entrée pour l'étape suivante, celle du calcul cœur. Le calcul cellule est donc une étape fondamentale et celui-ci doit être le plus représentatif possible d'un assemblage du cœur. Or, les approximations à la base de ce modèle sont nombreuses, plus particulièrement les fuites neutroniques sont négligées. L'objectif de ce travail est d'étudier les effets physiques de fuites neutroniques et de quantifier les biais associés par rapport à une simulation infinie. Dans une première partie, la problématique des fuites neutroniques axiales est étudiée. Dans ce cas, les fuites de neutrons provoquent une variation forte du spectre neutronique localisée dans les derniers centimètres de l'assemblage ainsi qu'une variation plus faible mais globale sur l'ensemble de l'assemblage. Une deuxième partie est dédiée aux fuites radiales de neutrons. L'effet des assemblages voisins, ainsi que le comportement particulier des assemblages en position périphérique sont étudiés et les biais de composition en fin d'irradiation sont quantifiés. Un calcul d'évolution d'un réacteur très simplifié permet de visualiser, dans une dernière partie, l'ensemble des effets physiques observés et qui impactent l'évolution de l'irradiation. De nombreuses approximations du calcul cellule restent à explorer, comme le suivi de réactivité, par l'intermédiaire de la concentration du poison de neutrons thermiques solubilisé dans le modérateur ou présent dans le combustible. Cependant, la détermination des phénomènes physiques à prendre en compte pour le calcul cellule représente une première étape indispensable vers une amélioration de la représentativité du calcul cellule, voire conduire à des nouvelles méthodes de simulation d'un cœur du réacteur. À terme, les quantifications des biais liés aux fuites neutroniques serviront à estimer l'incertitude sur les compositions isotopiques du combustible en fin d'irradiation. Ces incertitudes, propagées dans les études de scénarios, permettront de quantifier le degré de validité des résultats obtenus. / Scenario studies of an electronuclear fleet, as well as safety studies, are essential to explore the different nuclear strategies of the future. To carry out these studies, it is necessary to estimate the irradiation time of a given fuel and its composition during the electricity production campaign. These estimates are based on the simulations of nuclear reactors, for which the calculations of the evolution must be as representative as possible. The calculation schemes usually used are divided into two stages: a cell calculation to solve the neutron transport equation (deterministic or Monte Carlo simulation) followed by a core calculation (deterministic code) The cell calculation is a simulation of the evolution of an assembly under infinite conditions. Based upon this calculation, homogenized and condensed cross-sections along with scattering quantities are calculated as input data for the next stage, the core calculation. The cell calculation is therefore a fundamental step and must be representative of a core assembly evolution as much as possible. However, the approximations used for this model are numerous, especially the neutron leakages are neglected. The objectives of this work is to study the physical effects of neutron leakage and to compute the associated biases compared to an infinite assembly simulation. In the first part, the problem of axial neutron leakage will be broached. In this case, neutron leakage causes a strong variation of the neutron spectrum in the last centimeters of the assembly as well as a smaller variation but over the entire assembly. The second part deals with the radial leakage. The effect of the neighboring assemblies and the particular behavior of the assemblies in the peripheral position are studied. Moreover, the isotopic composition biases at the end of the cycle are quantified. In the third and last part, a simplified calculation of the evolution of a reactor enables to visualize all the observed physical effects impacting the evolution of the irradiation. Several other approximations of the cell calculation are still to be investigated, such as the reactivity monitoring through the concentration of thermal neutron poison dissolved in the moderator or present in the fuel. Nonetheless, establishing of the physical phenomena taken into account for the cell calculation represents an essential first step towards an improvement of the cell calculation and may lead to new simulation methods for reactor cores. In the future, the quantification of the biases related to neutron leakage will be used to estimate the uncertainties on the isotopic composition of the fuel at the end of the cycle. These uncertainties, propagated into the scenarios studies, will assess the validity of the obtained results.

L'énergie de liaison, la mobilité et la réactivité de l'oxygène dans des matériaux nanocristallins de type cérine-zircone dopée aux terres rares (La, Gd, Pr, Sm) supportant des métaux (Pt, Ni, Ru) ont été étudiées par échange isotopique en réacteurs statiques et traversés (18O2 and C18O2), DTP d'O2, RTP d'H2 et CH4, microcalorimétrie pulsée et réacteur TAP. La mobilité d'oxygène de coeur apparait comme contrôlée par le réarrangement des sphères de coordination des cations Ce et Zr et par des chemins préférentiels le long de chaines Pr3+/Pr4+. En surface et subsurface, ce contrôle se ferait par des interactions fortes métal/support avec l'incorporation de cations métalliques. Cette mobilité de l'oxygène limiterait le vieillissement et le frittage en conditions réalistes de reformage par le gaz carbonique. Des études cinétiques non stationnaires et par marquage isotopique ont permis de proposer un mécanisme bi-fonctionnel fondé sur des étapes rédox indépendantes pour l'activation du méthane et du dioxyde de carbone. L'étape limitante serait l'activation du méthane tandis que l'activation du gaz carbonique s'opérerait plus rapidement sur des sites réduits du support, générant de l'oxygène diffusant aisément vers l'interface métal/support (enthalpie de désorption 600-650 kJ/mol) pour oxyder les fragments du méthane en CO et H2. Dans les meilleures formulations catalytiques, des agrégats Ni-Ru faciliteraient l'activation du CO2 dans son état de transition, en marge de carbonates stables qui restent "spectateurs" de la réaction. Pour le Pt/PrCeZrO, il existerait une autre voie d'activation de carbonates faiblement adsorbés sur des ions Pt+ stabilisés par des cations Pr4+. Cette spécificité confère à cette formulation des perspectives très intéressantes en reformage à sec, notamment sur des supports structurés de type alumine corindon, bien adaptés à des réacteurs compacts à temps courts pour des ressources en gaz dispersées et de capacité limitée / Oxygen bonding strength, mobility and reactivity in nanocrystalline Ln-doped ceria-zirconia (Ln=La, Gd, Pr, Sm) with supported Pt, Ni, Ru were studied by state-of-the-art techniques such as isotopic exchange in static and flow reactors with 18O2 and C18O2, O2 TPD, H2 and CH4 TPR, pulse microcalorimetry and TAP reactor. Bulk oxygen mobility is found controlled by a rearrangement of Ce and Zr cations coordination sphere with doping as well as by fast oxygen migration along Pr3+/Pr4+ cationic chains. Surface and near-surface oxygen mobility appears controlled by a strong metal-support interaction with incorporation of metallic ions into surface layers and domain boundaries. In realistic feeds, the catalytic activity in dry reforming of methane correlates with oxygen mobility, required to prevent coking and metal sintering.Transient kinetic studies (non steady-state and SSITKA) allowed us to propose a bi-functional reaction mechanism corresponding to independent redox steps of CH4 and CO2 activation. The rate- limiting step is shown to be the irreversible activation of CH4 on metal sites, while CO2 dissociation on reduced sites of oxide supports proceeds much faster (being reversible for the steady-state surface) followed by a fast oxygen transfer along the surface/domain boundaries to metal sites where CH4 molecules are transformed to CO and H2. The CH4 selective conversion into syngas would involve strongly bound bridging oxygen species with heat of desorption ::600-650 kJ/mol O2. For optimized formulations, Ni+Ru clusters could be involved in CO2 activation via facilitating C-O bond breaking in the transition state, thus increasing the rate constant of the surface reoxidation by CO2, while strongly bound carbonates behave as spectators. For Pt/PrCeZrO, an additional fast route to syngas would occur on Pt ions with participation of weakly bound carbonates stabilized by neighboring Pr4+ ions. Such specificity makes this system highly promising for methane oxi-dry reforming, especially on structured corundum supports for short contact time compact reactors, well adapted to stranded and limited gas resources

La sensibilité des réactions catalytiques à la filtration et le dépôt simultané de fines dans les réacteurs à lit ruisselant ont été évaluées au moyen de l'hydrogénation catalytique de l'a-méthylstyrène présent dans des suspensions diluées de kaolin dans du kérosène. Nous avons observé une corrélation négative entre la conversion catalytique et l'ampleur du dépôt spécifique au sein du lit engendrant une étape supplémentaire de transfert de masse au travers du dépôt en croissance sur les collecteurs. La sévérité de la résistance au transfert de masse est sensible à la compaction du dépôts autour des collecteurs qui est influencée par l'importance des vitesses superficielles de gaz. En outre, les pertes irréversibles observées concernant l'activité du catalyseur ont été attribuées, après avoir débarrassé le catalyseur de son dépôt, à une perte de sites actifs par le piégeage de fines dans les microporostiés du catalyseur. L'accumulation de fines dans le lit de catalyseur a été notablement réduite par l'adjonction en amont du lit de modules à base de mousses inorganiques (d'alumine ou de carbure de silicium) à haute porosité et faisant office de filtres de garde. Des études hydrodynamiques ont été réalisées avec et sans les blocs de mousse pour évaluer leur rôle sur la répartition de la suspension, la réduction du dépôt spécifique et la chute de pression dans le lit ruisselant. Il a été constaté que l'efficacité de capture par les blocs de mousse dépend de la connectivité et du degré d'ouverture des cellules dans les mousses ainsi que de la nature physico-chimique des matériaux constitutifs. Le nombre de modules de mousse a affecté la réduction des dépôts spécifiques et la chute de pression dans le lit. Ceci indique une possibilité de prolonger la durée de vie des réacteurs d'hydrotraitement à lit ruisselant à l'aide de lits de garde à base de mousse.

23000 tonnes de déchets graphites seront générés lors du démantèlement de la première filière de réacteurs en France (9 réacteurs Uranium Naturel Graphite Gas, UNGG). Ces déchets radioactifs sont classés dans la catégorie Faible Activité Vie Longue (FAVL). Dans le cadre de la loi, l’agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra) étudie un concept de stockage à faible profondeur. Cette étude s’intéresse plus particulièrement au carbone 14, qui est un des principaux radionucléides à vie longue (5730 ans) dans les déchets graphite, mais aussi au tritium qui est l’un des principaux contributeurs de la radioactivité à court terme. Ces deux radionucléides ont la particularité d’exister sous différentes formes, aussi bien en phase gaz (14CO2, HT,…) qu’en phase liquide (14CO32-, HTO,…). Leur spéciation va influencer leur migration du stockage vers l’environnement. Des expériences de lixiviation en milieu alcalin (NaOH 0,1mol.L-1, simulant les conditions de stockage), ont été réalisées sur des échantillons de graphites irradiés provenant de deux réacteurs : SLA2 et G2, afin de quantifier leur relâchement et de définir leur spéciation. Les études montrent que le carbone se trouve aussi bien en phase gaz qu’en phase liquide. Dans la phase gaz, le relâchement est faible (< 0,1%), et correspond à des formes oxydables. Le carbone 14 est relâché majoritairement en phase liquide : 65% de la fraction d’inventaire relâchée est sous forme de carbone 14 inorganique, et 35% de carbone 14 organique. Deux formes de tritium ont été identifiées dans la phase gaz : HTO et HT/Tritium Organiquement Lié. Plus de 90% du tritium en phase gaz se trouve sous forme HT/TOL, mais ce relâchement est faible (<0,1%). Majoritairement le tritium est en phase liquide sous forme HTO. / 23000 tons of graphite wastes will be generated during dismantling of the first generation of French reactors (9 gas cooled reactors). These wastes are classified as Long Lived Low Level wastes (LLW-LL). As requested by the law, the French National Radioactive Waste Management Agency (Andra) is studying concepts of low-depth disposals.In this work we focus on carbon 14, the main long-lived radionuclide in graphite waste (5730y), but also on tritium, which is the main contributor to the radioactivity in the short term. Carbon 14 and tritium may be released from graphite waste in many forms in gaseous phase (14CO2, HT…) or in solution (14CO32-, HTO…). Their speciation will strongly affect their migration from the disposal site to the environment. Leaching experiments, in alkaline solution (0.1 M NaOH simulating repository conditions) have been performed on irradiated graphite, from Saint-Laurent A2 and G2 reactors, in order to quantify their release and characterize their speciation. The studies show that carbon 14 exists in both gaseous and aqueous phases. In the gaseous phase, release is weak (<0.1%) and corresponds to oxidizable species. Carbon 14 is mainly released into liquid phase, as both inorganic and organic species. 65% of released fraction is inorganic and 35% organic carbon. Two tritiated species have been identified in gaseous phase: HTO and HT/Organically Bond Tritium. More than 90% of tritium in that phase corresponds to HT/OBT. But release is weak (<0.1%). HTO is mainly in the liquid phase.

Depuis la fermeture de Phénix en 2010 le CEA ne possède plus de réacteur au sodium. Vus les enjeux énergétiques et le potentiel de la filière, le CEA a lancé un programme de démonstrateur industriel appelé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), réacteur d’une puissance de 600MW électriques (1500 MW thermiques). L’objectif du prototype est double, être une réponse aux contraintes environnementales et démontrer la viabilité industrielle :• De la filière RNR-Na, avec un niveau de sureté au moins équivalent aux réacteurs de 3ème génération, du type de l’EPR. ASTRID intégrera dès la conception le retour d’expérience de Fukushima ;• Du retraitement des déchets (transmutation d’actinide mineur) et de la filière qui lui serait liée.La sûreté de l’installation est prioritaire, aucun radioélément ne doit être rejeté dans l’environnement, et ce dans toutes les situations. Pour atteindre cet objectif, il est impératif d’anticiper l’impact des nombreuses sources d’incertitudes sur le comportement du réacteur et ce dès la phase de conception. C’est dans ce contexte que s’inscrit cette thèse dont l’ambition est le développement de nouvelles méthodes d’optimisation des cœurs des RNR-Na. L’objectif est d’améliorer la robustesse et la fiabilité des réacteurs en réponse à des incertitudes existantes. Une illustration sera proposée à partir des incertitudes associées à certains régimes transitoires dimensionnant. Nous utiliserons le modèle ASTRID comme référence pour évaluer l’intérêt des nouvelles méthodes et outils développés.L’impact des incertitudes multi-Physiques sur le calcul des performances d’un cœur de RNR-Na et l’utilisation de méthodes d’optimisation introduisent de nouvelles problématiques :• Comment optimiser des cœurs « complexes » (i.e associés à des espaces de conception de dimensions élevée avec plus de 20 paramètres variables) en prenant en compte les incertitudes ?• Comment se comportent les incertitudes sur les cœurs optimisés par rapport au cœur de référence ?• En prenant en compte les incertitudes, les réacteurs sont-Ils toujours considérés comme performants ?• Les gains des optimisations obtenus à l’issue d’optimisations complexes sont-Ils supérieurs aux marges d’incertitudes (qui elles-Mêmes dépendent de l’espace paramétrique) ?La thèse contribue au développement et à la mise en place des méthodes nécessaires à la prise en compte des incertitudes dans les outils de simulation de nouvelle génération. Des méthodes statistiques pour garantir la cohérence des schémas de calculs multi-Physiques complexes sont également détaillées.En proposant de premières images de cœur de RNR-Na innovants, cette thèse présente des méthodes et des outils permettant de réduire les incertitudes sur certaines performances des réacteurs tout en les optimisant. Ces gains sont obtenus grâce à l’utilisation d’algorithmes d’optimisation multi-Objectifs. Ces méthodes permettent d’obtenir tous les compromis possibles entre les différents critères d’optimisations comme, par exemple, les compromis entre performance économique et sûreté. / Since Phenix shutting down in 2010, CEA does not have Sodium Fast Reactor (SFR) in operating condition. According to global energetic challenge and fast reactor abilities, CEA launched a program of industrial demonstrator called ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), a reactor with electric power capacity equal to 600MW. Objective of the prototype is, in first to be a response to environmental constraints, in second demonstrates the industrial viability of:• SFR reactor. The goal is to have a safety level at least equal to 3rd generation reactors. ASTRID design integrates Fukushima feedback;• Waste reprocessing (with minor actinide transmutation) and it linked industry.Installation safety is the priority. In all cases, no radionuclide should be released into environment. To achieve this objective, it is imperative to predict the impact of uncertainty sources on reactor behaviour. In this context, this thesis aims to develop new optimization methods for SFR cores. The goal is to improve the robustness and reliability of reactors in response to existing uncertainties. We will use ASTRID core as reference to estimate interest of new methods and tools developed.The impact of multi-Physics uncertainties in the calculation of the core performance and the use of optimization methods introduce new problems:• How to optimize “complex” cores (i.e. associated with design spaces of high dimensions with more than 20 variable parameters), taking into account the uncertainties?• What is uncertainties behaviour for optimization core compare to reference core?• Taking into account uncertainties, optimization core are they still competitive? Optimizations improvements are higher than uncertainty margins?The thesis helps to develop and implement methods necessary to take into account uncertainties in the new generation of simulation tools. Statistical methods to ensure consistency of complex multi-Physics simulation results are also detailed.By providing first images of innovative SFR core, this thesis presents methods and tools to reduce the uncertainties on some performance while optimizing them. These gains are achieved through the use of multi-Objective optimization algorithms. These methods provide all possible compromise between the different optimization criteria, such as the balance between economic performance and safety.

Le cycle du thorium (232Th/233U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (232Th, 233Pa et 233U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux 232Th et 233U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de 233U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique 233U(n, n'), capture radiative 233U(n, γ) et 233U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant 233U, le noyau fissile de la filière thorium.

Dans le cadre de l'inspection ultrasonore des réacteurs au sodium, l'objectif est d'étudier les conditions d'apparition d'un très mauvais couplage acoustique du traducteur avec le sodium liquide. Le non mouillage de la surface du traducteur par le sodium peut provoquer le piégeage de poches de gaz dans la rugosité. Une première analyse quasi-statique permet d'étudier la stabilité de ces poches de gaz vis-à-vis de la température, de la pression hydrostatique, du niveau de saturation en gaz dissous dans le liquide. Afin de mener une étude paramétrique en fonction de la taille et la fraction surfacique des poches de gaz, plusieurs échantillons sont réalisés. Une expérience ultrasonore en eau, utilisant différentes fréquences, permet de mesurer la transmission à travers ces échantillons. Parallèlement, divers modèles décrivant la configuration expérimentale sont proposés, le dernier étant basé sur une description du comportement dynamique d'une poche de gaz de géométrie simple. La comparaison des résultats expérimentaux et analytiques (du dernier modèle) montrent une évolution similaire de la transmission en fonction des différents paramètres.

L'industrie alimentaire est de loin l'industrie la plus grande consommatrice d'eau potable et elle rejette environ 500 millions de m3 d'eaux usées par an contenant une charge organique très élevée. Un simple traitement de ce flux par des technologies conventionnelles échoue souvent en raison de facteurs de coûts. Aussi, récemment, l'accent a été largement mis sur la valorisation de ces effluents par récupération des éléments d'intérêt et la production d'eau de bonne qualité en utilisant des procédés à membrane intégrés. Les procédés membranaires couvrent pratiquement toutes les opérations unitaires utiles et nécessaires qui sont utilisés dans les usines de traitement des eaux usées. Ils apportent souvent des avantages comme la simplicité, la modularité, le caractère innovant, la compétitivité et le respect de l'environnement. Ainsi, l'objectif principal de cette thèse est le développement d'un procédé à membrane intégré comprenant microfiltration (MF), osmose directe (FO), ultrafiltration (UF) et nanofiltration (NF) pour la valorisation des eaux usées d'origine agro-alimentaire dans une logique de " zéro effluent liquide ". Nous avons pris les eaux de végétation provenant de la production d'huile d'olive comme support d'étude. Les défis associés au traitement des eaux usées de végétation sont: la variabilité des charges hydrauliques ou organiques, la présence de composés bio phénoliques, le colmatage des membranes et le rejet périodique de grands volumes d'eaux usées. En particulier, la présence de composés bio phénoliques rend ces eaux usées nocives pour l'environnement. Toutefois, la récupération de ces composés phytotoxiques peut également apporter une valeur ajoutée, car ils ont des activités biologiques intéressantes qui peuvent être exploitées dans les industries cosmétique, alimentaire et pharmaceutique. / The food industry is by far the largest potable water consuming industry that releases about 500 million m3 of wastewater per annum with very high organic loading. Simple treatment of this stream using conventional technologies often fails due to cost factors overriding their pollution abating capacity. Hence, recently the focus has been largely centered on valorization through combinatorial recovery of valuable components and reclaiming good quality water using integrated membrane process. Membrane processes practically cover all existing and needed unit operations that are used in wastewater treatment facilities. They often come with advantages like simplicity, modularity, process or product novelty, improved competitiveness, and environmental friendliness. Thus, the main focus of this PhD thesis is development of integrated membrane process comprising microfiltration (MF), forward osmosis (FO), ultrafiltration (UF) and nanofiltration (NF) for valorization of food based wastewater within the logic of zero liquid discharge. As a case study, vegetation wastewater coming from olive oil production was taken. Challenges associated with the treatment of vegetation wastewater are: absence of unique hydraulic or organic loadings, presence of biophenolic compounds, sever membrane fouling and periodic release of large volume of wastewater. Especially presence of biophenolic compounds makes the wastewater detrimental to the environment. However, recovering these phytotoxic compounds can also add economic benefit to the simple treatment since they have interesting bioactivities that can be exploited in the food, pharmaceutical and cosmetic industries.

La sécurité des procédés est une préoccupation majeure dans l'industrie du raffinage et de pétrochimie. Pour les procédés très exothermiques, l'emballement thermique doit être évité. Ainsi, l'objectif de la thèse est la mise en place d'une méthodologie d'étude de la stabilité thermique dans les réacteurs chimiques qui permet de déterminer les zones opératoires de fonctionnement stable du réacteur. Après le développement d'un modèle dynamique de réacteur, la méthodologie consiste à cartographier les zones de stabilité et d'instabilité du système réactionnel en régime stationnaire et dynamique. Le critère de Van Heerden (régime stationnaire) à été généralisé pour application à des systèmes réactionnels complexes. La méthode de perturbation des états stationnaires (régime dynamique) a aussi été intégrée à la méthodologie avec l'analyse des valeurs propres.Cette méthodologie a été appliquée au procédé d'hydroconversion en lit bouillonnant de charges pétrolières lourdes, ceci à l'échelle pilote et industrielle. Des modèles dynamiques adaptés au procédé pilote et industriel ont été développés. Ils tiennent en compte la complexité de la charge ainsi que le schéma des deux procédés. L'étude de la stabilité stationnaire et dynamique a été réalisée. Des cartographies de stabilité/instabilité en fonction des principaux paramètres du procédé ont été tracées. D'après les résultats obtenus, la plage stable pour réacteur pilote est plus large que pour le réacteur industriel. La variation des paramètres du procédé ont le même effet sur les deux réacteurs. Les cartographies de stabilité obtenues sont un outil indispensable pour l'ingénieur lors du design des procédés ou leur opération. / In refining and petrochemistry process safety is a major issue. For highly exothermic processes it is necessary to ensure in a rigorous way the safe that the process operates in safe conditions, hence avoiding thermal runaway. The objective of this thesis was to develop a methodology to determine the operating conditions of reliable operation of chemical reactors. The methodology relies on stationary and dynamic analysis. The stationary stability analysis based on the Van Heerden criterion was generalized to complex chemical systems. The dynamic analysis applies the perturbation theory to definitely determine if a stationary point is stable according to eigenvalue analysis.The methodology was applied to ebullated-bed technology for residue hydroconversion at pilot and industrial scale. Two comprehensive dynamic models that accurately represent the ebullated-bed pilot plant and industrial process were developed for the study. The models take into account a detailed description of the reactive system and the configuration of the pilot and industrial plants: three phases, kinetics and flow characterization. A stationary and dynamic thermal stability analysis was carried out for both configurations and stable/unstable operating regions were identified. The study showed that the pilot plant reactor can operate in a larger domain of operating conditions compared to the industrial reactor while the parameters have the same effect on both reactors. The resulting reactor operation diagrams are a essential guide for engineers in the reactor design and operation practice.

Ce travail se place dans le cadre des réacteurs nucléaires de 4ème génération tels que les réacteurs à neutrons rapides et caloporteur gaz (RNR-G), pour lesquels des matériaux réfractaires comme le nitrure de titane (TiN) enroberont le combustible afin de permettre la rétention des produits de fission. Cette étude a porté sur le comportement thermique intragranulaire du xénon dans des échantillons de TiN obtenus par frittage à chaud sous charge. Le rôle de la microstructure sur le comportement thermique du xénon a été étudié. Plusieurs lots ont ainsi été synthétisés sous différentes conditions de température et de composition de la poudre initiale. Le xénon a été introduit par implantation ionique. Les échantillons ont ensuite subi des traitements thermiques entre 1300°C et 1600°C, soient les températures accidentelles envisagées. Un transport majoritaire du xénon vers la surface a été mis en évidence. Ce dernier est ralenti lorsque la température de frittage augmente. Des différences de comportement ont été observées selon les poudres mises en oeuvre dans la synthèse et selon l'orientation cristalline du grain considéré. Le relâchement du xénon a également été corrélé à l’oxydation de TiN. Des bulles de Xe dès 0,38 % atomique ont été observées. Leur taille est proportionnelle à la concentration en Xe et augmente avec la température de recuit, d’où une certaine mobilité du Xe au sein de TiN. Plusieurs mécanismes pouvant expliquer cette mobilité sont proposés. En complément, des calculs ab initio ont confirmé le caractère fortement insoluble du Xe dans TiN et révélé que les bilacunes sont les plus favorables à l'incorporation du xénon au sein de ce matériau. / This work concerns the generation IV future nuclear reactors such as gas-cooled fast reactor (GFR) for which refractory materials as titanium nitride (TiN) are needed to surround fuel and act as a fission product diffusion barrier. This study is about Xe thermal behavior in sintered titanium nitride. Microstructure effects on Xe behavior have been studied. In this purpose, several syntheses have been performed using differents sintering temperatures and initial powder compositions. Xenon species have been introduced into samples by ionic implantation. Then, samples were annealed in temperature range from 1300°C to 1600°C, these temperatures being the accidental awaited temperature. A transport of xenon towards sample surface has been observed. Transport rate seems to be slow down when increasing sintering temperature. The composition of initial powder and the crystallographic orientation of each considered grain also influence xenon thermal behavior. Xenon release has been correlated with material oxidation during annealing. Xenon bubbles were observed. Their size is proportional with xenon concentration and increases with annealing temperature. Several mechanisms which could explain Xe intragranular mobility in TiN are proposed. In addition with experiments, very low Xe solubility in TiN has been confirmed by ab initio calculations. So, bivacancies were found to be the most favoured Xe incorporation sites in this material.