Le projet Cigéo, mené par l’ANDRA, vise à permettre à l’horizon 2030 le stockage géologique des déchets les plus radioactifs du parc nucléaire français. Ces déchets, qui seraient placés dans des alvéoles souterraines de plusieurs centaines de mètres, sont susceptibles de relâcher de l’hydrogène gazeux (H2), un gaz inflammable dans l’air lorsque sa concentration dépasse 4%. Pour la sécurité des installations, il est indispensable de s’assurer que la concentration de H2 dans les alvéoles de stockage reste inférieure à sa limite de dangerosité. L’objectif de cette thèse, menée à l’ONERA, est de concevoir et réaliser un Lidar permettant de profiler à distance la concentration de H2 (0-4%), sur plusieurs centaines de mètres, avec une forte résolution spatiale (< 3 m), et de proposer ainsi un moyen non intrusif de détection et de prévention du risque lié à l’hydrogène. Le principe retenu est celui d’un Lidar Raman vibrationnel dans le domaine ultra-violet (355 – 420 nm). Pour sa conception, nous avons pris en compte les conditions particulières prévues dans les alvéoles de stockage. Une chaine de détection très sensible à comptage de photons a été choisie et mise en oeuvre, basée sur des détecteurs SiPM (Silicium Photomultiplier). La nécessité d’employer une voie de mesure de la vapeur d’eau, simultanément à l’hydrogène, a été mise en évidence et est liée au recouvrement partiel des spectres de diffusion Raman de H2 et H2O. Un analyseur spectral à trois voies de mesure (H2, H2O, et N2 utilisé comme référence) a été conçu et mis en place. Une méthode de traitement de signal en temps réel a enfin été réalisée pour visualiser les profils de concentrations de H2 et H2O. L’ensemble du système lidar a pu être testé dans une scène de portée réduite (100 m) permettant des relâchements d’hydrogène. Des mesures simultanées de profils de vapeur d’eau naturelle et de dihydrogène (0-2%) ont pu être démontrées avec succès à 85 m, avec une résolution spatiale et temporelle de 1 mètre et 1 minute respectivement, pour une détectivité de 600 ppm. / The CIGEO project, led by the ANDRA agency, aims at enabling future deep geological disposal of french nuclear waste packages. Those packages could be stored in hundred-meters long underground galleries, and may release hydrogen gas (H2), which is explosive at concentrations above 4% in the air. For safety concerns, it is important to ensure that H2 concentration remains well below the lower explosive limit. The objective of this thesis work, conducted at the ONERA agency, is to design and build a lidar which enable high-resolution (3 m) remote profiling of H2 concentration (0-4%) over hundreds of meters. Such a lidar could perform nonintrusive H2 detection and then prevent H2-related explosion risks. This lidar measures vibrational Raman scattering in the UV domain (355 – 420 nm). Its design takes into account the specific conditions expected in storage galleries. A highspeed and sensitive detection stage has been chosen, based on SiPM (Silicium Photomultiplier) technology in photon counting mode. Due to a spectral overlap between molecular hydrogen and water vapor Raman spectra, the need of a H2O measurement channel has been demonstrated. A three-channel spectral analyzer (H2, H2O and N2 used as reference) has been designed and implemented. Signal processing in real time has been developed to display H2 and H2O concentration profiles. This lidar has been tested in a reduced range scene (100 m) enabling hydrogen gas releases. Simultaneous measurements of concentration profiles of natural water vapor and hydrogen gas (0-2%) have been performed at 85 m with 1-meter and 1-minute resolution and a 600 ppm detectivity.

La production d'énergie nucléaire nécessite des systèmes avancés pour améliorer les procédures de stockage et de confinement des déchets radioactifs. Par ailleurs, la capture d'éléments radioactifs mobiles dans les effluents des centrales nucléaires demande une amélioration de la capacité et de la sélectivité. L'iode 129-I est un des produits les plus critiques à confiner et il est produit pendant les procédés de recyclage des déchets nucléaires. Dans ce travail de thèse, la classe de matériaux moléculaires, dénommée structures de type Hofmann, a été étudiée en tant que matériaux massifs et nanoparticules supportées pour la capture sélective de l'iode moléculaire. En premier lieu, les matériaux M'(L)[M''(CN)4] ont été précipités sous la forme de poudres microcristallines. L'insertion d'iode dans le réseau des matériaux massifs a été effectuée par différents protocoles: 1) adsorption d'iode dans des solutions de cyclohexane à température ambiante; 2) adsorption d'iode en phase gazeuse à 80 °C; 3) adsorption de vapeurs d'iode en phase gazeuse à 80 °C et en présence de vapeurs d'eau. Les différents protocoles pour l'insertion d'iode n'ont pas influencé la nature de l'iode confiné. Pour la capture en solution, les structures NiII(pz)[NiII(CN)4], NiII(pz)[PdII(CN)4] et CoII(pz)[NiII(CN)4] ont montré une capacité d'une molécule d'iode par unité de maille. L'iode confiné est physisorbé en tant qu'iode moléculaire en interaction avec le réseau. Les modélisations GCMC ont confirmé la capacité maximale et ils ont indiqué que l'iode interagit avec la pyrazine et avec les cyanures. Sur la base des données expérimentales, la modulation des métaux dans le réseau a montré une légère différence dans la force d'interaction entre l'iode et le réseau et une adaptation de la maille spécifique pour chaque composition. Une complète régénération du réseau a été possible, puisque l'iode était complètement désorbé avant la décomposition du réseau. Pour le réseau NiII(pz)[PtII(CN)4], on a observé un mécanisme différent de capture puisque ce réseau contenant Pt a réagi avec l'iode en donnant le complexe de coordination NiII(pz)[PtII/IV(CN)4].I-. La formation de ce type de complexe était déjà observée dans la littérature par Ohtani et al. lesquels avaient préparé le complexe via une synthèse in-situ. Ensuite, le changement du ligand organique pyrazine avec d'autres ligands plus longs, c'est-à-dire la 4,4'-bipyridine (bpy) ou 4,4'-azopyridine (azpy), pour avoir des cages plus grandes a montré une diminution de la capacité maximale de capture d'iode. Les données expérimentales ont suggéré que pour un confinement d'iode optimisé, le réseau doit disposer de cages avec une dimension très proche de la molécule d'iode (0.5 nm). Après l'étude des matériaux massifs, nous avons considéré la préparation de nanoparticules supportées de NiII(pz)[NiII(CN)4] pour la capture d'iode. Nous avons obtenu les nanoparticules via un procédé étape par étape, par imprégnation d'une série de silices mésoporeuses greffées avec un ligand diamine, puis avec les précurseurs de NiII(pz)[NiII(CN)4]. Nous avons utilisé en tant que supports, une silice SBA-15 modifiée et des billes de verre poreux pour obtenir respectivement les nanocomposites Sil@NP and Glass@NP. Par microscopie électronique à transmission, nous avons détecté pour Sil@NP des nanoparticules de diamètre moyen 2.8 nm. L'adsorption d'iode dans les nanoparticules a été confirmée par spectroscopie FT-IR. Les traitements thermiques ont indiqué que la portion d'iode dans les nanoparticules pouvait être désorbé dans l'intervalle 150-250 °C. Nous avons pu estimer que la capacité de capture des nanoparticles était très proche de la capacité du massif NiII(pz)[NiII(CN)4]@I2. / Nuclear power industry still demands further research to improve the methods for the storage and the confinement of the hazardous radioactive wastes coming from the fission of radionuclide 235U. The volatile radioactive 129I (half-life time 15x107 years) is one of the most critical products coming from the reprocessing plants in the fuel-closed cycles. In the present thesis the family of coordination solid networks, known as Hofmann-type structures, was studied in the form as both bulk and supported nanoparticles for the selective entrapment of the molecular iodine. This set of investigated materials exhibited a general formula M'(L)[M''(CN)4] where M' = NiII or CoII; L = pyrazine, 4,4'-bipyridine, 4,4'-azopyridine; M'' = NiII, PdII or PtII. Initially, the material NiII(pz)[NiII(CN)4] and its analogue structures were precipitated as microcrystalline bulky compounds and fully characterized. The insertion of the iodine in the bulky host structures was performed with different methods: 1) adsorption of iodine in solutions of cyclohexane at room temperature; 2) adsorption of iodine vapours at 80 °C; 3) adsorption of iodine vapours at 80 °C in presence of water steam (for few selected materials). The different methods did not affect the nature of the confined iodine. For the entrapment in solution, results indicated that the Hofmann-type structures NiII(pz)[NiII(CN)4], NiII(pz)[PdII(CN)4] and CoII(pz)[NiII(CN)4] could host one I2 molecule per unit cell. The iodine resulted physisorbed as molecular iodine in interaction with the host structure. GCMC simulations confirmed the maximal capacities and indicated that iodine could interact with both the pyrazine and the coordinated cyanides. Experimentally, however, the modulation of the metals showed a slightly different strength of interaction I2-lattice bringing to a different lattice adaptation. The materials also could be fully regenerated since the complete desorption of iodine occurred before the decomposition of the host structure. Reiterated adsorption-desorption steps (3 cycles) on the networks NiII(pz)[NiII(CN)4] and NiII(pz)[PdII(CN)4] indicated an excellent structural resistance to cycling and a maintained high capacity. A different mechanism of confinement was detected for the structure NiII(pz)[PtII(CN)4] which reacted with iodine giving complex NiII(pz)[PtII/IV(CN)4].I-. Finally, the modulation of the organic ligand L indicated that the replacement of the ligand pyrazine with longer ligands, to obtain larger pores, had a detrimental effect on the maximal iodine loading due to a weaker confinement. After the study of the bulk materials, we considered the preparation of supported nanoparticles of NiII(pz)[NiII(CN)4] for the entrapment of iodine. The nanoparticles were obtained by a step-by-step method, impregnating a set of diammine-grafted mesoporous silicas with the precursors of NiII(pz)[NiII(CN)4]. We detected nanoparticles with mean size 2.8 nm by transmission electronic microscopy. The insertion of iodine in the nanoparticles was confirmed by FT-IR. Thermal treatments indicated that the portion of iodine inside the nanoparticles could be reversibly desorbed in the range 150-250 °C and reintroduced in a cyclic process. It was estimated that the amount of physisorbed iodine in the NPs, with respect to the amount of deposited NPs matched with the maximal capacity NiII(pz)[NiII(CN)4]@I2.

La gestion des colis de déchets radioactifs représente un enjeu majeur pour l’industrie nucléaire. La solution de gestion d’un colis est déterminée en fonction de ses caractéristiques radiologiques. L’une de ces principales caractéristiques est l’activité α qui est principalement due aux actinides. Les méthodes non destructives actives, reposant sur le principe de la réaction de fission, permettent de quantifier les actinides. Ces méthodes sont mises en œuvre lorsque les techniques non-destructives passives deviennent inapplicables. Dans un premier temps, les méthodes actives consistent à irradier le colis afin d’entraîner des réactions de fission sur les actinides. Dans un second temps, les particules promptes et retardées émises suite aux réactions de fission sont détectées. Cette thèse a pour objectif d’optimiser le flux de neutrons, destiné à interroger les colis, en étudiant la possibilité d’utiliser un accélérateur d’électrons comme source de neutrons en lieu et place d’un générateur de type deutérium-tritium (gain attendu de l’ordre de deux décades en termes d’intensité d’émission). Un accélérateur d’électrons permettrait par ailleurs d’améliorer la caractérisation des colis de déchets radioactifs en rendant compatible, à l’aide du même dispositif d’irradiation, les mesures par interrogation neutronique active, par interrogation photonique active, et l’imagerie haute énergie.Dans un premier temps, nous avons caractérisé et optimisé le flux de photoneutrons émis par un accélérateur d’électrons en utilisant les codes de calculs Monte Carlo MCNPX et TRIPOLI-4. Nous avons considéré des cibles de conversion en tungstène ou en tantale et avons déterminé les paramètres suivants : intensité moyenne d’émission ; spectre en énergie ; et distribution angulaire. La cohérence de nos résultats a été évaluée par comparaison entre calculs et mesures d’activation neutronique. Nous avons ensuite évalué la faisabilité des mesures par interrogation neutronique active, en utilisant la cible d’un accélérateur d’électrons de 17 MeV en tant que générateur de neutrons, sur des échantillons d’uranium et de plutonium. Nous nous sommes intéressés à la détection des neutrons prompts, des neutrons retardés, et des gamma retardés. Nous avons également réalisé l’association de résultats de mesures par interrogations neutronique et photonique actives non-simultanées. Nous avons appliqué cette technique à la mesure de l’enrichissement de l’uranium. Enfin, nous avons dimensionné par simulation MCNPX une cellule de mesure, basée sur un accélérateur d’électrons, dédiée à l’interrogation neutronique active. La cellule a ensuite été construite et une campagne d’expérimentations a permis d’évaluer les performances de cette dernière lors de mesures réalisées sur des colis de déchets radioactifs maquettes de type 220 L contenant différentes matrices. / Management of nuclear waste packages is a crucial task for the nuclear industry. The solution for management of a nuclear waste package is chosen according to its radiological characteristics. One of the most important of these features is the α-activity which is mainly due to actinides. Non-destructive active methods based on the fission process enable to quantify the actinides. These methods are implemented when non-destructive passive methods become inapplicable. First, these methods consist in irradiating a package in order to induce fission reactions on the actinides, and then, to detect the prompt and delayed particles which are emitted further to these reactions. This thesis aims at optimizing the neutron flux, which is intended to interrogate a package, by studying the potentialities of using an electron accelerator as a neutron source instead of a deuterium-tritium neutron generator (expected gain in terms of emission intensity on the order of two decades higher). Furthermore, an electron accelerator would enable to improve nuclear waste packages characterization by making compatible, on the same irradiation setup, neutron interrogation measurements, photon interrogation measurements, and high-energy imaging.First, we characterized and optimized the photoneutron flux emitted by an electron accelerator using MCNPX and TRIPOLI-4 Monte Carlo codes. We considered tungsten and tantalum conversion targets and focused on the following parameters: average emission intensity; mean energy; and angular distribution. The consistency of our results has been verified by comparing neutron activation calculations and measurements. We have then evaluated the feasibility of neutron interrogation measurements on uranium and plutonium samples using the target of a 17 MeV electron accelerator as a neutron generator. We detected prompt neutrons, delayed neutrons, and delayed gamma-rays. We also combined photon and neutron interrogation non-simultaneous measurements. We applied such technique to the measurement of uranium enrichment. Finally, we designed by MCNPX simulation a neutron interrogation setup based on an electron accelerator. The cell was then built and an experimentation campaign enabled to evaluate performances of the latter. Measurements were carried out on 220 liter nuclear waste mock-up drums containing different matrices.

Aujourd'hui, les progrès expérimentaux en physique nucléaire nécessitent le développement d'accélérateurs susceptibles de produire des faisceaux d'ions radioactif. Dans cette optique, la méthode « Isotopic Separation On-Line » combinée à l'utilisation du mécanisme de fission permet de produire des ions radioactif riches en neutrons. L'Institut de Physique Nucléaire d'Orsay participe à ce développement avec la construction du projet ALTO (Accélérateur Linéaire et Tandem d'Orsay). Cette installation de type ISOL utilise un faisceau d'électron pour induire la photofission de l'uranium. En juillet 2006, dans le cadre de mesure des taux de production, la viabilité de cette méthode a été démontrée. De plus, les résultats ont mis en évidence un ensemble de modifications capables d'améliorer la méthode de production. <br />L'installation ALTO ne se limite pas à la fabrication de fragments de fission riches en neutrons. Au cours d'un test de radioprotection, un système de détection a été installé pour permettre l'étude de la décroissance radioactive de l'isotope 84Ga. L'analyse des données acquises au cours de cette mesure nous a permis d'apporter des indications sur la structure des noyaux de 84Ga, 84Ge, 84As et 83Ge. Pour 84Ga, nous avons identifié un état isomérique et proposé une configuration pour cet état et l'état fondamental du noyau. Pour 84Ge, nous avons observé les premiers états 2+ et 4+ dont le rapport des énergies nous a permis de conclure sur l'apparition de la collectivité attendue au-delà de N=50. L'étude de cette collectivité semble indiquer un affaiblissement du gap Z=28 à l'approche de 78Ni. Nous avons proposé le premier schéma de niveau de 84As. Nous avons aussi proposé une configuration pour les états observés de ce noyau. Enfin, pour interpréter le schéma de niveau de 83Ge, un modèle permettant de caractériser le couplage en un neutron et un cœur a été employé. Ce dernier a été appliqué à l'ensemble de la chaîne isotonique N=51 pour tester sa validité. Puis, son application au noyau de 83Ge a confirmé l'existence de ce type de structure dans ce noyau. Les résultats obtenus avec ce modèle ont été extrapolés afin de proposer une prédiction du schéma de niveau de 81Zn.

La forme du noyau est une caractéristique fondamentale de la matière nucléaire. Les isotopes légers pairs-pairs du krypton possèdent la surprenante propriété de présenter deux minimas pour leur énergie potentielle correspondants à deux déformations opposées. Alors que l'état fondamental 0+ peut avoir une déformation allongée ou aplatie, un second minimum aplati ou allongé respectivement, se dessine à une énergie inférieure à 1 MeV. Un tel phénomène est appelé coexistence de formes. Une première indication expérimentale est l'observation du second minimum correspondant à un état 0+ excité. Celui-ci a été observé tout au long de la chaîne du krypton. Un calcul de mélange des configurations allongée et aplatie met en évidence un changement de forme important de l'état fondamental en fonction du nombre de neutrons. Celui-ci serait de déformation allongée pour les 76,74Kr et deviendrait aplati pour le 72Kr. Une mesure directe de la déformation de ces noyaux est l'étape indispensable pour confirmer ces hypothèses. Une série d'expériences d'excitation Coulombienne auprès du dispositif SPIRAL associé au multi-détecteur EXOGAM au GANIL a été réalisée. Lors de ces expériences, la statistique était suffisante pour extraire les moments quadripolaires intrinsèques de ces noyaux grâce au code GOSIA. Ils établissent le caractère allongé de l'état fondamental et un état excité aplati conformément au scénario de coexistence de formes. Une mesure par « plunger » des temps de vie des états excités complète cette étude. Une expérience a été réalisée à haute énergie auprès du spectromètre LISE au GANIL permettant une première estimation de la collectivité du noyau de 68Se qui présenterait les mêmes propriétés. L'ensemble des résultats obtenus est comparé à des calculs théoriques de type HFB+Sly6+GCM.

La durée d'exploitation des ouvrages de stockage souterrain, en particulier de déchets radioactifs, dépasse de très loin les échelles de temps habituelles en génie civil et rend donc leur dimensionnement délicat. Pour ces projets de construction, la prise en compte du temps devient primordiale et la prévision des déformations irréversibles à long terme est indispensable pour assurer leur pérennité et leur sûreté. Dans ce but, les études expérimentales et modélisations numériques du comportement différé tentent d'évaluer, à proximité de la cavité, l'extension de la zone endommagée, EDZ (Excavation Damage Zone) et surtout de prévoir son évolution dans le temps. Au cours de cette thèse, nous avons étudié, au moyen d'essais de fluage de longue durée et d'essais de chargement à vitesse lente, la viscosité de trois roches argileuses : l'argilite du Callovo-Oxfordien, l'argilite de Tournemire et la marne du Mont d'Or. Etant données leur aptitude au fluage, leur très faible perméabilité et leur forte capacité de rétention des radioéléments, ces trois roches ont les qualités essentielles pour constituer de potentielles couches hôtes pour les stockages de déchets radioactifs. Le but de cette étude est de mieux comprendre les mécanismes régissant le développement des déformations et de l'endommagement différés de ce type de roche. A l'échelle de la microstructure, ces déformations sont dues à des mouvements irréversibles des défauts du réseau cristallin (dislocations). L'étude expérimentale a donc été complétée par une analyse microstructurale sur lames minces des échantillons testés. En simulant analytiquement le comportement mécanique des trois roches étudiées, les résultats de l'étude expérimentale nous ont permis d'identifier les paramètres utilisés dans différents modèles viscoplastiques. La meilleure simulation du comportement a été obtenue avec un modèle prenant en compte le développement des déformations volumiques irréversibles de la roche et l'anisotropie d'endommagement.

Ce travail de thèse s'inscrit dans le cadre du projet SPIRAL (Système de Production d'Ions Radioactifs Accélérés en Ligne) dont la mise en service débutera en septembre 2001 au GANIL (Grand Accélérateur National d'Ions Lourds) de Caen. Cette thèse a essentiellement porté sur le développement de systèmes de production d'ions radioactifs (ensemble cible source) par l'étude approfondie de chaque étape de la production par la méthode ISOL (Isotopic Separation On Line) : la production par fragmentation de la cible et/ou du projectile, la diffusion hors du matériau cible, l'effusion jusqu'à la source d'ionisation et enfin l'ionisation des atomes radioactifs. Une étude bibliographique et des simulations thermiques ont permis d'optimiser au mieux les matériaux et la forme des cibles de production et de diffusion. Une première cible a été optimisée et fiabilisée pour la production de gaz rares radioactifs (Argon, Néon,...). Une deuxième cible dédiée à la production d'Héliums radioactifs a entièrement été conçue (du cahier des charges jusqu'aux tests “hors ligne” et “en ligne”). Enfin, un troisième ensemble cible source a été défini pour la production d'alcalins radioactifs monochargés. Les intensités de faisceaux secondaires prévues pour SPIRAL y sont présentées. Une étude détaillée sur les efficacités de diffusion effusion pour ces différentes cibles a montré que l'utilisation d'un carbone dont la microstructure est fine (grain de 1µm) améliore la diffusion ainsi que l'importance de l'épaisseur des lamelles dans l'effusion des isotopes de courts temps de vie.

L'étude multidisciplinaire de Mayotte permet d'identifier deux systèmes volcaniques : le système volcanique du Sud constitué de laves définissant une série continue fortement sous-saturée représentant la phase post-érosionelle du volcan ; le système volcanique Septentrional constitué de laves définissant une lignée évolutive moyennement sous-saturée s'expliquant par un plus fort degré de fusion que la précédente et réprésentant une phase de construction du bouclier et une phase post-érosionelle. L'étude des rapports isotopiques du Strontium et du Néodyme et des éléments traces révèle des contradictions dans le modèle d'évolution d'un volcan de point chaud classique (ex : Hawaï). L'extension d'ampleur pluri-kilométrique relevée au Nord de l'île pourrait engendrer une fusion par décompression lors de l'amincissement litosphérique et ainsi expliquer le fort taux de fusion des laves récentes du Nord-Est de signature isotopique caractéristique de lithosphère océanique.

Cette thèse concerne l'étude de la production de faisceaux d'ions radioactifs par la méthode ISOL pour le projet SPIRAL 2. La production de faisceaux légers est tout d'abord considérée. Les taux de production potentiels de deux faisceaux sont évalués : la production de 15C (riche en neutrons) dans une cible d'oxyde est estimée à l'aide de simulations (MCNPx, EAF-07) et de données expérimentales ; le taux de production d'14O (déficient en neutrons) est estimé par une nouvelle mesure de la fonction d'excitation de la réaction 12C(3He,n)14O. Une première conception de la cible de production basée sur des simulations thermiques est présentée. Cette étude apporte les réponses nécessaires à la conception détaillée d'un système qui permettrait d'atteindre un taux de production 140 fois plus élevé qu'avec SPIRAL 1. La production des faisceaux d'ions radioactifs issus de fissions dans une cible d'UCx est aussi étudiée, et plus particulièrement les processus d'effusion et d'ionisation. Une étude de principe et une campagne de tests hors ligne ont permis d'acquérir des connaissances indispensables à la conception de la source à ionisation de surface de SPIRAL 2. Un premier prototype de cette source dédiée à la production d'éléments alcalins et alcalino-terreux a été réalisé et une calibration thermique a été effectuée. Les efficacités d'ionisation et de temps de réponse sur l'ensemble cible source ECR ont été mesurées à différentes températures de la cible et pour différents gaz nobles. Ces mesures ont permis d'estimer l'impact des processus d'effusion et d'ionisation sur l'efficacité de production de différents isotopes d'alcalins et de gaz nobles en fonction de leur durée de vie.

Le couplage entre l'endommagement et la perméabilité des roches suscite un intérêt grandissant pour des applications industrielles. C'est le cas par exemple du problème de la fissuration autour des galeries (EDZ) de stockage de déchets radioactifs qui peut augmenter considérablement la perméabilité et constituer, de ce fait, un risque sérieux pour l'étanchéité et la sûreté de ces ouvrages. Le même phénomène peut se produire dans le béton des enceintes des centrales nucléaires ainsi que dans les roches réservoirs pétrolifères. Des recherches à caractère expérimental sur ce sujet, particulèrement au laboratoire G.3S-LMS de l'Ecole Polytechnique, ont permis de déterminer les ordres de grandeur de l'effet de l'endommagement sur la perméabilité. Mais une modélisation numérique de ce phénomène permettant d'établir des lois rhéologiques restait à faire, et c'était l'objectif principal de ce travail.