Les particules de l'environnement radiatif naturel sont responsables de dysfonctionnements dans les systèmes électroniques. Dans le cas d'applications critiques nécessitant une très haute fiabilité, il est primordial de répondre aux impératifs de sûreté de fonctionnement. Pour s'en assurer et, le cas échéant, dimensionner les protections de manière adéquate, il est nécessaire de disposer d'outils permettant d'évaluer la sensibilité de l'électronique vis-à-vis de ces perturbations.L'objectif de ce travail est le développement d'outils à destination des ingénieurs pour la prédiction des aléas logiques induits par les radiations dans les mémoires SRAM. Dans un premier temps, des bases de données de réactions nucléaires sont construites à l'aide du code de simulation Geant4. Ces bases de données sont ensuite utilisées par un outil Monte-Carlo dont les prédictions sont comparées avec des résultats d'irradiations que nous avons effectuées sur des mémoires SRAM en technologie 90 et 65 nm. Enfin, des critères simplifiés reposant sur une amélioration de la méthode SIMPA nous permettent de proposer un outil d'ingénieur pour la prédiction de la sensibilité aux protons ou aux neutrons à partir des données expérimentales ions lourds. Cette méthode est validée sur des technologies de SRAM très largement submicroniques et permet l'estimation des évènements multiples, une problématique croissante pour les applications spatiales, avioniques et terrestres. / Particles from natural radiation environment can cause malfunctions in electronic systems. In the case of critical applications involving a very high reliability, it is crucial to fulfill the requirements of dependability. To ensure this and, if necessary, to adequately design mitigations, it is important to get tools for the sensitivity assessment of electronics towards radiations.The purpose of this work is the development of prediction tools for radiation-induced soft errors, which are primarily intended for end users. In a first step, the nuclear reaction databases were built using the Geant4 toolkit. These databases were then used by a pre-existing Monte-Carlo tool which predictions were compared with experimental results performed on 90 and 65 nm SRAM devices. Finally, simplified criteria enabled us to propose an engineering tool for the prediction of the proton or neutron sensitivity from heavy ion data. This method was validated on deep submicron devices and allows the user to estimate multiple events, which are a crucial issue in space, avionic and ground applications.

Cette thèse a pour objectif d’apporter des informations quantitatives sur la mobilité de l’hélium dans des céramiques nucléaires avancées comme TiC, TiN et ZrC, soumises à des traitements thermiques ou bien en présence de dommages d’irradiation. L’approche expérimentale développée au cours de ce travail est basée sur l’implantation ionique d’ions d’hélium-3 de 3 MeV en profondeur dans les trois matériaux précédemment cités et sur la mesure du profil de concentration en profondeur de l’isotope 3He au moyen d’une réaction nucléaire spécifique induite par des deutérons, 3He(d, p0)4He. La microscopie électronique à transmission et la spectrométrie Raman sont couplées à l’analyse par réaction nucléaire.Parmi les principaux résultats obtenus :- aucun relâchement d’hélium n’est observé à température ambiante pour les trois composés. Les valeurs d’énergie d’activation associée au relâchement d’hélium après un recuit thermique dans l’intervalle 1100 – 1600°C sont comprises entre 0,77 et 1,2 eV et semblent étroitement liées à la microstructure initiale du composé (stoéchiométrie et taille de grains). La capacité de rétention de l’hélium-3 dans des carbures ou nitrures de métaux de transition soumis à des traitements thermiques en conditions contrôlées croît dans l’ordre ZrC < TiC < TiN.- la formation de blisters n’et observée qu’à la surface de ZrC.- les profils d’implantation d’hélium présentent deux composantes pour les trois matériaux, l’une située au voisinage de la fin de parcours des ions et la seconde plus proche de la surface. Cette dernière résulte probablement du piégeage d’atomes d’hélium par les lacunes natives présentes.- les valeurs obtenues pour le coefficient apparent de diffusion de l’hélium varient dans l’intervalle 3,58E-19 – 5,296E-18 m^2s^-1 pour TiN et 4,20E-18 – 2,59E-17 m^2s^-1 pour TiC.Les valeurs correspondantes obtenues pour l’énergie d’activation sont respectivement de 2,50 eV pour TiC et de 1,05 eV pour TiN. Le mécanisme impliqué repose sur une dissociation des amas atomes d’hélium – lacunes au voisinage de la fin de parcours des ions. Plus en surface, la diffusion est plutôt du type substitutionnel.- l’observation au MET de sections transverses de TiN préparées par la technique FIB révèlent la présence de bulles d’hélium dès recuit à 1100°C et montrent la croissance des bulles avec la température. L’énergie d’activation de croissance des bulles a été estimée à 0,38 eV. A partir de 1400°C, cette croissance résulte vraisemblablement de l’absorption de lacunes par les amas.- la pression interne des bulles a été calculée à l’aide du modèle de Trinkaus, et nous avons montré qu’à partir de 1500°C, cette pression tendait à s’approcher de la valeur du module de cisaillement de TiN (240 GPa) et qu’elle atteignait la pression d’équilibre de 2 GPa à 1600°C.- à 1100°C, il semble que la densité des bulles présentes dans TiN varie linéairement avec la fluence d’implantation. A 1500°C, la taille des bulles est d’autant plus grande que la fluence est faible.- pour ZrC, l’effet de la fluence sur la mobilité de l’hélium est comparable à celui observé pour TiN. A la plus basse fluence, le relâchement d’hélium est très faible. Il croît avec la température de recuit et avec la fluence d’implantation.- la pré-Irradiation des trois composés par des auto-Ions avant implantation d’hélium provoque une augmentation de la dureté au moins =jusqu’à une dose de 27 dpa. Une très faible augmentation du paramètre de maille est alors détectée (≤ 0.5%).- dans le cas de ces matériaux non amorphisables sous irradiation aux ions, le recuit par perte d’énergie électronique ou bien le pré-Endommagement balistique ne jouent a priori aucun rôle sur la mobilité de l’hélium, étudiée sous l’angle d’une activation thermique. / While the current second and third generation nuclear plant designs provides an economically, technically, and publicly acceptable electricity supply in many markets, further advances in nuclear energy system design can broaden the opportunities for the use of nuclear energy. The fourth generation of nuclear reactors is under development. These new reactors are designed with the following objective in mind: sustainability, safety and reliability, economics, proliferation resistance. Out of six Generation IV systems namely, Gas-Cooled Fast Reactor (GFR), Lead-Cooled fast reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR), Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR), Very-High-Temperature Reactor (VHTR), this work is dedicated to identify specific fuel type that is compatible with gas-Cooled fast reactor (GFR) in-Core service conditions and could be extended to diagnose potential cladding material for SFR. The French strategy is mainly oriented towards the development of sodium-Cooled fast reactors (SFR) and very slightly focused on GFR. This dissertation is focused on the study of transition metal ceramics which are candidates for fuel coatings in GFR and have been considered as potential cladding materials for SFR. The specific fuel type in GFR should consists of spherical fuel particle made up of UC or UN, surrounded by a ceramic coating which provides structural integrity and containment of fission products. The most promising candidates for ceramic coatings are ZrN, ZrC, TiN, TiC & SiC due to a combination of neutronic performance, thermal properties, chemical behavior, crystal structure, and physical properties. It is obvious that these ceramics would be exposed to energetic fission products from fuel such as heavy ions and neutrons. These high-Energy neutron will knock the atoms in the surrounding materials and can induce (n, α) reactions, thus producing high concentration of helium atoms during and after reactor operation. The helium atoms produced are energetic and can easily penetrate into the surrounding material. Helium atoms are considered to be highly insoluble in previously studied structural nuclear materials. The accumulation of helium into solid matrix, can lead to the formation of bubbles, cavity, swelling, embrittlement etc. Helium can strongly induce grain boundary cavitation that can produce formation of inter-Granular channels, which may serve as pathways for release of radioactive elements to the environment or lead to grain-Boundary weakening and de-Cohesion. Particularly in ceramics, large quantities of helium can also lead to dimensional changes and cracks due to over-Pressurized helium bubbles. Therefore, study of helium behavior in advanced nuclear ceramics under high operating temperatures and extreme radiation conditions predicted for GFRs is viewed as crucial. In this thesis, ion-Implantation technique and material characterization techniques are used to study diffusion of helium in transition metal ceramics under thermal and extreme irradiation environments. Our main aim during this thesis is: 1) To calculate diffusion and migration energies of helium under different experimental conditions by applying theoretical models on experimental data.2) To investigate the role of microstructure such as grain boundaries, native vacancies and porosity on helium accumulation and its evolution after helium accumulation.3) To know the role of helium introduction conditions on helium diffusion. 4) To establish and validate an approach to calculate pressure built by helium gas inside the bubbles and to verify if the pressure approaches mechanical stability limit.

Les études de structure et de spectroscopie réalisées sur les noyaux radioactifs durant les trois dernières décennies ont montré que la structure en couches des noyaux évolue vers la drip-line et que de nouveaux nombres magiques peuvent apparaître. Les noyaux doublement magiques sont très rares mais ils représentent des tests très contraignants pour les théories et leur modélisation de l'interaction nucléaire.Dans ce contexte, nous avons étudié la structure et la spectroscopie du noyau doublement magique d'oxygène 24, situé à la drip-line neutron, via la diffusion élastique et inélastiques de protons (p,p'). L'expérience a été effectuée à RIKEN sur la ligne BigRIPS, avec le faisceau de noyaux d'oxygène 24 produit à 263 MeV/n par RIBF à une intensité inégalée (1780/s), et le détecteur de particules chargées de dernière génération MUST2. L'analyse des données de cette thèse a permis de reconstruire : le spectre en énergie d'excitation du noyau d'oxygène 24 jusqu'à 35 MeV à partir de la cinématique des protons diffusés en utilisant la méthode de la masse manquante, et la distribution angulaire entre 4 et 30 degrés c.m. de la section efficace élastique exclusive (p,p) via une triple coïncidence noyau-proton-noyau. Sous le seuil de séparation de deux neutrons (S2n) la statistique est trop faible pour obtenir les deux états excités mesurés par deux expériences menées à plus basse énergie incidente. Au dessus du S2n des structures sont observées pour la première fois grâce à la gamme étendue accessible en énergie d'excitation. La mesure des états excités situés à ces énergies permettrait de tester les études théoriques menées sur les excitations dipolaires de basse énergie des noyaux légers riches en neutrons. La statistique obtenue pour la diffusion élastique de protons est suffisante pour extraire la distribution angulaire exclusive (p,p) des isotopes d'oxygène 24,23,22,21. Ces résultats constituent une référence inédite pour étudier le potentiel d'interaction proton-noyau autour de 260 MeV/n. La comparaison entre les données élastiques et les calculs de réaction réalisés à partir d'un potentiel microscopique, dépendant de la densité du noyau et construit avec la matrice G, nous indique que ce potentiel est satisfaisant; mais que l'inclusion, dans un futur modèle en voies couplées à haute énergie, de l'élastique et du knockout de quelques neutrons apparaît nécessaire. Les rayons quadratiques moyens des derniers isotopes pair-pair liés d'oxygène ont pu être estimés : rm(22O)=3+-0.1 fm et rm(24O)=3.25+-0.2 fm. / The studies of structure and spectroscopy performed on radioactive nuclei during the last three decades have shown that the nuclear shell structure changes towards the drip-line and local magic numbers may appear. Doubly-magic nuclei are very rare but represent stringent tests for theories and their modelling of the nuclear interaction.In this context, we have investigated the structure and spectroscopy of the drip-line doubly-magic nucleus 24O via proton elastic and inelastic scattering (p,p'). The experiment was performed at RIKEN in the BigRIPS line, using the 24O beam produced at 263 MeV/n with RIBF with a high intensity (1780/s), and the state-of-the-art MUST2 charged particle detector. The analysis of the data gives the reconstruction of : the 24O excitation energy spectrum up to 35 MeV with the scattered proton kinematics using the missing mass method, and the angular distribution of exclusive (p,p) elastic cross section between 4 and 30 degrees c.m. via a triple coincidence nucleus-proton-nucleus. Below the two-neutron separation threshold (S2n) the statistics is too low to obtain the two excited states measured by previous experiments done at lower incident energies. Above the S2n structures are observed for the first time due to the large excitation energy range of the excitation spectra. The measurement of the excited states located at these energies would allow to test theoretical studies of low-energy dipole excitation in light neutron-rich nuclei. The statistics obtained for proton elastic scattering is sufficient to extract the exclusive (p,p) angular distributions of the 24,23,22,21O isotopes. These results constitute a new benchmark to explore proton-nucleus interaction potential features around 260 MeV/n. The comparison of elastic data set to the reaction calculations done with the microscopic reaction approach based on the G-matrix density-dependent potential indicates that this potential is suitable. However, it remains to include both the elastic and the knockout reactions in a future complete coupled channel reaction model at high energy. The root-mean-square radii of the two last bound even-even isotopes have been estimated: rm(22O)=3+-0.1 fm et rm(24O)=3.25+-0.2 fm.

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La réponse d’un détecteur de neutrons varie avec l’énergie du neutron incident. La détermination expérimentale de cette variation se réalise au moyen de champs neutroniques monoénergétiques. Ceux-ci sont produits par l’interaction entre un faisceau d’ions accélérés et une cible fine constituée d’un dépôt réactif sur un support métallique. En utilisant différentes réactions telles que 7Li(p,n), 3H(p,n), 2H(d,n) et 3H(d,n), il est possible de produire des neutrons entre 120 keV et 20 MeV dans la direction du faisceau incident (0°).Pour atteindre des énergies inférieures, il est possible d’augmenter l’angle du point de mesure par rapport à la direction du faisceau d’ions. Cependant, cette méthode présente des problèmes d’homogénéité en énergie et en fluence des neutrons à la surface du détecteur, ainsi qu’une augmentation de la proportion de neutrons diffusés. Une alternative est l’utilisation d’autres réactions nucléaires, notamment la réaction 45Sc(p,n) qui permet de descendre jusqu’à des énergies de 8 keV à 0°.Une étude complète de cette réaction et de sa section efficace a été menée au sein d’une coopération scientifique entre le laboratoire de métrologie et de dosimétrie des neutrons (LMDN) de l’IRSN, deux instituts de métrologie européens, le NPL (National Physical Laboratory, RU) et le PTB (Physikalisch-Technische Bundesanstalt, All), et l’IRMM (Institute for Reference Materials and Measurements, CEE). Parallèlement, d’autres réactions envisageables ont été étudiées : 65Cu(p,n), 51V(p,n), 57Fe(p,n), 49Ti(p,n), 53Cr(p,n) et 37Cl(p,n). Elles ont été comparées en termes d’émission neutronique et d’énergie minimale des neutrons produits. / The response of a neutron detector, defined as the reading of the device per unit of incident fluence or dose, varies with neutron energy. The experimental determination of this variation, i.e. of the response function of this instrument, has to be performed by facilities producing monoenergetic neutron fields. These neutrons are commonly produced by interaction between accelerated ions (proton or deuteron) onto a thin target composed of a reactive layer deposited on a metallic backing. Using the 7Li(p,n), 3H(p,n), 2H(d,n) and 3H(d,n) reactions, monoenergetic neutrons are obtained between 120 keV and 20 MeV in the ion beam direction (0°).To reach lower neutron energies, the angle of the measuring point with respect to the ion beam direction can be increased. However, this method presents several problems of neutron energy and fluence homogeneities over the detector surface, as well as an important increase of the scattered neutron contribution. Another solution is to investigate other nuclear reactions, as 45Sc(p,n) allowing to extend the neutron energy range down to 8 keV at 0°.A complete study of this reaction and its cross section has been undertaken within the framework of a scientific cooperation between the laboratory of neutron metrology and dosimetry (IRSN, France), two European national metrological institutes, the National Physical Laboratory (UK) and the Physikalisch-Technische Bundesanstalt (Germany), and IRMM, the Institute for Reference Materials and Measurements (EC).In parallel, other possible reactions have been investigated: 65Cu(p,n), 51V(p,n), 57Fe(p,n), 49Ti(p,n), 53Cr(p,n) and 37Cl(p,n). They were compared in terms of neutron fluence and minimum energy of the produced neutrons.

Le carbure de bore B4C est une céramique couramment utilisée comme absorbant neutronique pour la régulation de la puissance des réacteurs nucléaires. Les réactions d’absorption neutronique, de type (n,α) sur l’isotope bore-10, conduisent à la production de grandes quantités d’hélium (jusqu’à 1022.cm-3). Il en résulte du gonflement induit par la formation de bulles hautement pressurisées, puis de la microfissuration. L’analyse de la littérature montre que les mécanismes de diffusion de l’hélium et les premières étapes de la formation des bulles sont mal connus. L’objectif de notre étude est d’étudier le comportement de l’hélium dans le carbure de bore, en réalisant une analyse paramétrique. Pour cela, des échantillons de B4C fritté à partir de différentes poudres ont été implantés en hélium dans des accélérateurs d’ions à différentes concentrations et températures, ce afin de simuler l’hélium produit en réacteur. Les analyses se sont ensuite principalement appuyées sur deux techniques de caractérisation : L’analyse par réactions nucléaires ou NRA (Nuclear Reaction Analysis) qui est une technique d’analyse par faisceau d’ions. La réaction 3He(d,4He)1H utilisée permet d’obtenir des profils d’hélium dans le matériau. La Microscope Electronique en Transmission (MET) qui permet d’observer les amas potentiels d’hélium dans le matériau. Nous avons tout d’abord mis en évidence l’influence de la concentration d’hélium implanté : plus elle est élevée, plus la densité d’amas dans la zone implantée est élevée ; puis celle de de la température d’implantation : plus cette dernière est élevée, plus la température seuil de germination des amas est élevée et leur densité réduite. Nous en avons déduit que ces différences étaient dues à l’influence de l’endommagement résiduel, plus faible à haute température. Des doubles implantations d’or et d’hélium ont confirmé que l’endommagement créé par les ions Au avait un effet significatif sur la germination des amas, en abaissant le seuil de température de leur apparition et en augmentant leur densité. Ensuite, nous avons mis en évidence le rôle des joints de grains qui se sont révélés être de véritables pièges pour hélium. Nous avons démontré que l’hélium ne diffuse pas dans ni à travers ces joints de grains jusqu’à des températures de l’ordre de 1200°C. Enfin, l’élargissement des profils d’hélium après traitements thermiques, dans la gamme de température 600-800°C, a permis de déterminer un coefficient de diffusion apparent de l’hélium dans le B4C, paramètre inconnu dans la littérature, ainsi qu’une énergie d’activation : D = D0.exp(-Ea/kT), avec D0 = 6,03x10- 3 x/ 2,5 cm2.s-1 et Ea = 2,03 ±0,18 eV. L’ensemble de ce travail a permis de mieux appréhender le comportement de l’hélium dans le carbure de bore qui sera utilisé dans les dispositifs de contrôle de la puissance et les protections neutroniques du réacteur ASTRID, projet français de réacteur à spectre neutronique rapide refroidi au sodium. Les résultats obtenus permettent ainsi de tirer des indications utiles à la conception des éléments absorbants neutroniques du réacteur / Boron carbide B4C is a ceramic commonly used as a neutron absorber to control the power of nuclear power plants. The neutron absorption reactions, (n,α) type on the boron-10 isotope, lead to the production of large quantities of helium (up to 1022.cm-3). This results to swelling induced by the formation of highly pressurized bubbles, followed by microcracking. Analysis of the literature shows that helium diffusion mechanisms and the early stages of bubble formation are poorly understood. The goal of our work is to study the behaviour of helium in boron carbide, by carrying out a parametric analysis. For this purpose, samples of B4C, sintered from different powders, were implanted in helium with ion accelerators at different concentrations and temperatures, in order to simulate the helium produced in the reactor. The analyses were then mainly based on two characterization techniques: Nuclear Reaction Analysis (NRA), which is an ion beam analysis technique. The 3He(d,4He)1H reaction used allows obtaining helium profiles in the material. The Transmission Electron Microscope (TEM), which allows observation of potential helium clusters in the material. We first demonstrated the influence of the concentration of implanted helium: the higher it is, the higher the density of clusters in the implanted area; then the influence of the implantation temperature: the higher it is, the higher the threshold temperature for cluster nucleation and the lower the density. We have deduced that these differences were due to the influence of the residual damage, which is lower at high temperature. Dual gold and helium implantations confirmed that damage caused by Au ions had a significant effect on cluster nucleation, lowering the temperature threshold of their occurrence and increasing their density. Next, we have highlighted the role of grain boundaries which have proved to be very efficient traps for helium. We have demonstrated that helium does not diffuse into these grain boundaries at temperatures up to 1200°C. Finally, the broadening of the helium profiles after heat treatments, in the temperature range 600-800°C, allowed us to determine an apparent diffusion coefficient of helium in B4C, still unknown in the literature: D = D0.exp (-Ea/kT), with D0 = 6.03x10-3 x/ 2.5 cm2.s-1 and Ea = 2.03 ± 0.18 eV. This work allowed us to better understand the behaviour of helium in boron carbide, which will be used in power control devices and neutron protections for the ASTRID reactor, a French sodium fast-neutron reactor project. The results thus allow obtaining useful indications for the design of the neutron absorber elements of the reactor

La fission induite par neutron, découverte il y a plus de 70 ans, a de nombreuses applications, par exemple industrielles pour la production d'énergie, et intervient dans la nucléosynthèse. Cependant, sa description microscopique reste un problème ouvert. En effet, les degrés de liberté qui interviennent dans ce processus dynamique sont complexes. De plus, les noyaux fissiles ont un nombre élevé de nucléons en interaction (>200). Il s'agit donc d'un problème à N-corps quantique. Or, une résolution directe de ce dernier n'est pas possible à l'heure actuelle. Dans ce contexte, la description microscopique de la fission considérée ici est la suivante : la première étape consiste à déterminer un ensemble de configurations de champ moyen qui représentent différentes déformations du noyau, incluant ainsi explicitement les degrés de liberté collectifs qui leur sont associés. Dans la seconde étape, la dynamique est décrite dans cet espace de configurations en utilisant la méthode de la coordonnée génératrice dépendante du temps (TDGCM). L'approximation des recouvrements gaussiens (GOA) est alors utilisée. Cependant, elle introduit une erreur de modèle et limite les extensions comme par exemple la prise en compte explicite de degrés de liberté intrinsèques. Ce travail de thèse a pour objectif de décrire le processus de fission avec la TDGCM sans recourir à la GOA. Cela implique de résoudre l'équation de la dynamique en TDGCM appelée équation de Hill-Wheeler dépendante du temps (TD-HW). Les méthodes d'évaluations des matrices des recouvrements et du hamiltonien collectif sont présentées dans le cas d'une interaction de Gogny. La matrice des recouvrements représente la métrique de l'espace des configurations, et la matrice du hamiltonien collectif contient les couplages énergétiques entre les configurations. Les configurations sont exprimées dans des bases de particules deux à deux distinctes, introduisant des instabilités numériques dans les méthodes d'évaluation standard. Un formalisme adapté à ces bases est proposé permettant d'éliminer ces instabilités. Deux méthodes de résolution de TD-HW sont présentées. La première consiste à calculer l'opérateur d'évolution associé à l'équation de Hill-Wheeler dépendante du temps. Elle est adaptée à un faible nombre de configurations. La seconde utilise un schéma de discrétisation en temps permettant l'inclusion d'un plus grand nombre de configurations dans le modèle. Ce formalisme est ensuite appliqué à la description de la réaction de fission induite par neutron sur le plutonium 239, et une comparaison avec la TDGCM+GOA est effectuée. / Nuclear fission, where an atomic nucleus separates into two fragments while emitting a large amount of energy, is at the core of many applications in society (energy production) and national security (deterrence, non-proliferation). It is also a key ingredient of the mechanisms of formation of elements in the universe. Yet, nearly 80 years after its experimental discovery its theoretical description in terms of the basic constituents of the nucleus (protons and neutrons) and their interaction remains a challenge. In this thesis, we describe the fission process as follows. In a first step, we use large supercomputers to compute the deformation properties of the nucleus based on our knowledge of nuclear forces. In a second step, we simulate the time evolution of the system from its ground state up to the fragments separation with a fully quantum-mechanical approach called the time-dependent generator coordinate method (TDGCM). While results are in good qualitative agreement with experimental data, the implementation of the TDGCM so far had been greatly simplified using what is known as the Gaussian overlap approximation (GOA). We also developed the formalism and a numerical implementation of the exact TDGCM - without the GOA. This will allow the first systematic validation of that approximation and an assessment of the resulting theoretical uncertainties. The second chapter presents the description of the neutron induced fission process using the TDGCM+GOA. The third one introduces the developments carried out in this thesis allowing the description of the fission process with the TDGCM without the GOA. The last chapter shows the first results obtained with this approach.