This essay contributes new knowledge on Sweden’s immigrant- and integration policy during the years 1974–1986 by researching the policy’s treatment of immigrants’ religion and that of their faith communities. This is achieved through an empirical analysis on how immigrants’ religion was understood, argued for and regulated during key points of policy evaluation, as well as how this was expressed in practice by relevant actors and measures. The analysis focusses on the official government investigations that respectively formulated and evaluated Sweden’s integration policy. It furthermore delves into how immigrant faith communities were institutionally represented and allocated state support by the two state-affiliated organizations associated with these tasks, namely the Swedish Free Church Council (SFR) and its Cooperation Committee for State Support to Faith Communities (SFRS/SST). The essay draws its inspiration and theoretical departure points from theories on secularism, bureaucratization and models of immigrant incorporation, which are operationalized using a ‘What’s the problem represented to be?’ (WPR) methodology. The essay’s empirical findings indicate that religion was initially understood to have reduced cultural and societal significance than ethnicity and language. This understanding gradually changed over time and was amended when Swedish integration policy was evaluated during the 1980s. The empirical analysis furthermore shows that immigrant faith communities received reduced state support in relation to immigrant ethnic organizations, which resulted in administrative and representational dependency on SFR and SST. Following the policy’s evaluation during the 1980s, an initiative to increase state support for faith communities and improve their organizational independence was taken by the Swedish state but had not been implemented by 1986.

Inter-cell interference coordination in 3GPP Long Term Evolution system received much attention in recent years. However, most of the studies are based on ideal system with regular hexagon-shaped cell. The indoor environment has special characteristics that the building shape and BS locations are irregular; the traffic load has great variation compared to urban and rural area. So, conventional ICIC scheme may not be used in indoor situation directly. In this thesis, ICIC scheme is employed for indoor environment. Based on different quality of backhaul, static and dynamic schemes will be proposed. The performances of proposed schemes and the performance of system without ICIC will be simulated and compared. At last, how much the improvement of the system can acquire after applying ICIC schemes will be analyzed, and the question about whether it is good to apply ICIC scheme in indoor environment will be answered.

La démarche de conception et de sûreté du réacteur ASTRID, démonstrateur de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Sodium, implique la modélisation de scénarios d’accidents graves qui font intervenir une fusion du cœur du réacteur. L’objectif de la thèse, en soutien à cette modélisation, est de contribuer à l’identification des processus susceptibles de faire bifurquer un scénario d’accident grave. Deux phases d’un scénario sont traitées pour cela. Tout d’abord, le début d’une séquence de perte de débit primaire non protégée est analysé à l’aide d’un critère analytique développé pendant la thèse, visant à prédire la bifurcation de la décroissance du débit vers un état stabilisé ou bien vers un état instable, menant à la dégradation du cœur. Ce nouveau critère, qui présente l’intérêt de tenir compte de l’effet de l’évolution de la puissance sur la stabilité du débit, est vérifié à l’aide d’un outil de calcul dédié aux accidents de perte de débit non protégés. Dans un second temps, les processus prépondérants impliqués dans une vaporisation de combustible liquide suivie d’une détente de sa vapeur, consécutives à une excursion de puissance accidentelle, sont identifiés via une analyse dimensionnelle. En reprenant les résultats de cette analyse, un outil de calcul est par la suite développé, dont l’objet est de déterminer l’énergie mécanique transmise à la cuve du réacteur lors de la détente. La question du transfert thermique entre la vapeur de combustible se détendant et le caloporteur est particulièrement étudiée. Cet outil est validé via une comparaison à des résultats expérimentaux et à des résultats de calculs issus d’un autre code. Des études paramétriques permettent enfin de quantifier la variabilité des résultats due au choix de modélisation et aux incertitudes sur les données physiques employées. / Severe accidents’ modeling is required for the design and safety analysis of ASTRID, a Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor under development in France. This thesis aims at contributing to identify the driving processes of ASTRID’s severe accidents scenarios. First, a stability criterion is developed to analyze the beginning of an unprotected loss of flow accident. This stability criterion assesses whether the decreasing flow is stable or unstable, leading to the core disassembly. This criterion also considers power variations during the loss of flow, which former stability criteria do not take into account. Then, the driving processes of a transient involving a fuel vaporisation followed by its vapor expansion are identified using a dimensional analysis. The simplifications justified by this dimensional analysis are considered further to develop a numerical tool that computes the mechanical energy transmitted to the core vessel in case of fuel vaporisation. The thermal exchange between the expanding fuel vapor and the sodium coolant is especially analyzed. The tool is validated by comparing its results to experimental measures and to another tool’s computations. In the end, parametric studies are done in order to assess the tool computations’ variability induced by physical uncertainties or modeling options.

One of the proposed solutions to the issue of nuclear waste volume is to transition from once through nuclear fuel cycle to advanced fuel cycles with used fuel recycling option. In any advanced fuel cycles with recycling options, the type and amount of separation technology deployed play a crucial role in the overall performance of the fuel cycle. In this work, a scenario study involving two advanced fuel cycles in addition to the once through fuel cycle were evaluated using VISION nuclear fuel cycle simulation code. The advanced fuel cycles were setup to transition completely to full recycling without any light water reactor by assuming all LWR currently in operation will have 20 years of operating life extension and no new LWR will be constructed thereafter. Several different separation capacities (1kT/yr, 2kT/yr and 4 kT/yr) were deployed and the overall impact of these capacities was analyzed in terms of resources utilization, used fuel and waste material generated and the amount of storage space required. Economic parameter (LCOE, LFCC, etc) analysis was also performed using VISION.ECON. Results presented in this work suggest that the need for LWR-UNF storage can be minimized if sufficient separation capacity is deployed early in the fuel cycle. It can also be concluded that a FuRe system without LEU will not be feasible, thus SFRs must be designed for optional use of LEU fuel. Otherwise LWRs must continue to be part of the mix to keep the near term cost of generating electricity competitive. It was observed that the higher amount of separation capacity deployed in the advanced fuel cycles led to higher LFCC and LCOE, but also translates into less environmental impact on both front and back end of the fuel cycle.

The need for energy is growing in the world and the market of nuclear power is now once more expanding. Some issues of the current light-water reactors can be solved by the next generation of nuclear power, Generation IV, where sodium-cooled reactors are one of the candidates. Phénix was a French prototype sodium-cooled reactor, which is seen as a success. Although it did encounter an earlier unexperienced phenomenon, A.U.R.N., in which a negative reactivity transient followed by an oscillating behavior forced an automatic emergency shutdown of the reactor. This phenomenon lead to a lot of downtime of the reactor and is still unsolved. However, the most probable cause of the transients is radial movements of the core, referred to as core-flowering. This study has investigated the available documentation of the A.U.R.N. events. A simplified model of core-flowering was also created in order to simulate how radial expansion affects the reactivity of a sodium-cooled core. Serpent, which is a Monte-Carlo based simulation code, was chosen as calculation tool. Furthermore, a model of the Phénix core was successfully created and partly validated. The model of the core has a k_eff = 1.00298 and a neutron flux of (8.43+-0.02)!10^15 neutrons/cm^2 at normal state. The result obtained from the simulations shows that an expansion of the core radius decreases the reactivity. A linear approximation of the result gave the relation: change in k_eff/core extension = - 60 pcm/mm. This value corresponds remarkably well to the around - 60 pcm/mm that was obtained from the dedicated core-flowering experiments in Phénix made by the CEA. Core-flowering can recreate similar signals to those registered during the A.U.R.N. events, though the absence of trace of core movements in Phénix speaks against this. However, if core-flowering is the sought answer, it can be avoided by design. The equipment that registered the A.U.R.N. events have proved to be insensitive to noise. Though, the high amplitude of the transients and their rapidness have made some researcher believe that the events are a combination of interference in the equipment of Phénix and a mechanical phenomenon. Regardless, the origin of A.U.R.N. seems to be bound to some specific parameter of Phénix due to the fact that the transients only have occurred in this reactor. A safety analysis made by an expert committee, appointed by CEA, showed that the A.U.R.N. events are not a threat to the safety of Phénix. However, the origin of these negative transients has to be found before any construction of a commercial size sodium-cooled fast reactor can begin. Thus, further research is needed.

Les cœurs de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na ) sont constitués d’assemblages combustibles disposés selon un réseau hexagonal régulier, compact en régime de fonctionnement nominal.Sous l’effet de l’irradiation et de la température, les assemblages sont amenés à se déformer axialement et radialement.Les objectifs de cette thèse sont la compréhension des phénomènes neutroniques intervenant lors d’une telle déformation du cœur, l’impact sur la conception ainsi que la mise au point de schémas de calcul neutroniques déterministes innovants aptes à en évaluer l’amplitude.La première partie de ces travaux est dédiée au développement d’une modélisation analytique des causes de variations de réactivité lors de la déformation du cœur. Cette analyse a permis d’identifier à la fois les causes de ces variations de réactivité et l’impact du déplacement des assemblages en fonction de leurs directions et de leurs positions dans le cœur.Un premier schéma neutronique basé sur la méthode de projection de maillage a été conçu et développé à l’aide des codes ERANOS (BISTRO, H3D et VARIANT) et du solveur SNATCH Le deuxième schéma conçu se base sur la transformation géométrique du maillage de calcul : le maillage est modifié en fonction du champ des déformations des assemblages. Cette fonctionnalité a été implémentée pour le solveur SNATCH, initialement prévu pour la résolution de l’équation de Boltzmann pour de mailles régulières.Enfin un modèle itératif basé sur la méthode de projection de maillage a été mis en place afin de déterminer les champs de déformations les plus réactifs en fonction de l’énergie mécanique fournie au cœur dans sa configuration nominale. / The fuel assemblies of SFR cores (sodium fast reactors) are normally arranged in hexagonal regular lattices, whose compactness is ensured in nominal operating conditions by thermal expansion of assemblies pads disposed on the six assembly wrapper faces.During the reactor operations, thermal expansion phenomena and irradiation creep phenomena occur and they cause the fuel assemblies to bow and to deform both radially and axially.The main goal of this PhD is the understanding of the neutronic aspects and phenomena occurring in case of core and lattice deformations, as much as the design and implementation of deterministic neutronic calculation schemes and methods in order to evaluate the consequences for the core design activities and the safety analysis.The first part of this work is focused on the development of an analytical model with the purpose to identify the neutronic phenomena that are the main contributors to the reactivity changes induced by lattice and core deformations.A first scheme based on the spatial mesh projection method has been conceived and implemented for the ERANOS codes (BISTRO, H3D and VARIANT) and to the SNATCH solver.The second calculation scheme propose is based on mesh deformation: the computing mesh is deformed as a function of the assembly displacement field. This methodology has been implemented for the solver SNATCH, which normally allows the Boltzmann equation to be solved for a regular mesh. Finally, an iterative method has been developed in order to fulfill an a-priori estimation of the maximal reactivity insertion as a function of the postulated mechanical energy provided to the core, as much as the deformation causing it.

La conception du coeur d’un réacteur nucléaire est fortement multidisciplinaire (neutronique, thermo-hydraulique, thermomécanique du combustible, physique du cycle, etc.). Le problème est aussi de type multi-objectif (plusieurs performances) à grand nombre de dimensions (plusieurs dizaines de paramètres de conception).Les codes de calculs déterministes utilisés traditionnellement pour la caractérisation des coeurs demandant d’importantes ressources informatiques, l’approche de conception classique rend difficile l’exploration et l’optimisation de nouveaux concepts innovants. Afin de pallier ces difficultés, une nouvelle méthodologie a été développée lors de ces travaux de thèse. Ces travaux sont basés sur la mise en oeuvre et la validation de schémas de calculs neutronique et thermo-hydraulique pour disposer d’un outil de caractérisation d’un coeur de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium tant du point de vue des performances neutroniques que de son comportement en transitoires accidentels.La méthodologie mise en oeuvre s’appuie sur la construction de modèles de substitution (ou métamodèles) aptes à remplacer la chaîne de calcul neutronique et thermo-hydraulique. Des méthodes mathématiques avancées pour la planification d’expériences, la construction et la validation des métamodèles permettent de remplacer cette chaîne de calcul par des modèles de régression au pouvoir de prédiction élevé.La méthode est appliquée à un concept innovant de coeur à Faible coefficient de Vidange sur un très large domaine d’étude, et à son comportement lors de transitoires thermo-hydrauliques non protégés pouvant amener à des situations incidentelles, voire accidentelles. Des analyses globales de sensibilité permettent d’identifier les paramètres de conception influents sur la conception du coeur et son comportement en transitoire. Des optimisations multicritères conduisent à des nouvelles configurations dont les performances sont parfois significativement améliorées. La validation des résultats produits au cours de ces travaux de thèse démontre la pertinence de la méthode au stade de la préconception d’un coeur de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium. / Nuclear reactor core design is a highly multidisciplinary task where neutronics, thermal-hydraulics, fuel thermo-mechanics and fuel cycle are involved. The problem is moreover multi-objective (several performances) and highly dimensional (several tens of design parameters).As the reference deterministic calculation codes for core characterization require important computing resources, the classical design method is not well suited to investigate and optimize new innovative core concepts. To cope with these difficulties, a new methodology has been developed in this thesis. Our work is based on the development and validation of simplified neutronics and thermal-hydraulics calculation schemes allowing the full characterization of Sodium-cooled Fast Reactor core regarding both neutronics performances and behavior during thermal hydraulic dimensioning transients.The developed methodology uses surrogate models (or metamodels) able to replace the neutronics and thermal-hydraulics calculation chain. Advanced mathematical methods for the design of experiment, building and validation of metamodels allows substituting this calculation chain by regression models with high prediction capabilities.The methodology is applied on a very large design space to a challenging core called CFV (French acronym for low void effect core) with a large gain on the sodium void effect. Global sensitivity analysis leads to identify the significant design parameters on the core design and its behavior during unprotected transient which can lead to severe accidents. Multi-objective optimizations lead to alternative core configurations with significantly improved performances. Validation results demonstrate the relevance of the methodology at the predesign stage of a Sodium-cooled Fast Reactor core.

L’étude des conséquences de la réaction sodium-eau (RSE) est un enjeu dans le cadre de la sûreté des futurs réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Afin d'évaluer les conséquences de RSE dans des situations d'accident majeur, il est nécessaire de mieux comprendre la phénoménologie et notamment la quantité d'énergie libérée et la cinétique de libération. L'objectif est donc d’améliorer la compréhension de telles RSE pour prédire au mieux ses conséquences sur les équipements mécaniques alentours. Trois axes de travail ont été privilégiés, à savoir la recherche du déroulement des séquences accidentelles, un examen expérimental paramétrique, et une analyse de la phénoménologie avant le contact explosif. Dans un premier temps, une méthode arborescente d'analyse de risques a été croisée avec des méthodes de calcul d'effets. Cette analyse a permis d’imaginer comment le contact peut s'effectuer. Des études expérimentales démonstratives de l'influence du mode de mise en contact ont ensuite été effectuées afin d’approfondir certains aspects pratiques. L’analyse des nombreuses données recueillies conduit au développement d’un modèle d'interprétation phénoménologique, intégré dans une plateforme de simulation multi-physique. Bien que de nombreuses hypothèses simplificatrices soient réalisées, la prise en compte des transferts de chaleur transitoires permet de reproduire les observations expérimentales et notamment l'influence des conditions de mélange (masse de sodium et températures initiales) sur la phénoménologie. Ce travail d'étude de la phase de pré-mélange de l'explosion sodium-eau est pertinent au regard des méthodes de prédiction des chargements sur les structures. / Study of sodium-water reaction (SWR) consequences in open air represents a challenge in the frame of safety assessments of sodium fast reactors (SFR). In case of major accident and to predict consequences of SWR, it is necessary to better appreciate phenomena and especially quantity and rate of the energy releasement. The objective is thus to strengthen the understanding of such reactions in order to predict with lore accuracy its consequences on mechanical equipment in the surroundings. This work focuses on three areas : research of accidental sequences, experimental investigation, and phenomenological analysis before the explosive contact. At first, a tree structure risk analysis with calculations of dangerous phenomena permitted to suggest how the contact between reactants may happen. Then, demonstrative experimental studies were performed to deepen some practical aspects of the phenomenology, like the influence of the way the reactants get in contact. Data analysis conducted to the development of a phenomenological model, implemented into a software platform for numerical simulations. Although numerous hypothesis, transient heat transfer consideration enables to reproduce experimental observations, especially the influence of mixing conditions (sodium mass and initial temperatures) on the phenomenology. This study of the premixing step of sodium-water explosion is relevant in the frame of current prediction methods of mechanical loadings on structures.

Dans le cadre des recherches menées sur les SFR (Sodium cooled Fast Reactor), le CEA souhaite développer une instrumentation innovante et spécifique à ces réacteurs. Le travail présenté concerne la mesure par ultrasons, de la température du sodium à la sortie des têtes des assemblages du coeur du réacteur. Cette instrumentation implique la propagation d'ultrasons dans du sodium liquide, thermiquement inhomogène et turbulent. Le milieu provoque des déviations du faisceau acoustique qu'il faut prévoir et quantifier pour envisager d'employer les ultrasons comme moyen de mesure dans un coeur de réacteur SFR.Pour cela un code nommé AcRaLiS (Acoustic Ray in Liquid Sodium) a été implémenté. Une étude thermo-hydraulique précise du sodium a tout d'abord été menée afin de proposer une description adaptée du milieu et de choisir le modèle de propagation acoustique adéquat. Puis une implémentation a été réalisée afin de permettre la simulation rapide de la propagation d'ondes de plusieurs mégahertz dans ce milieu particulier. Ce code prévoit les déviations et l'évolution de l'intensité du faisceau acoustique. Deux expériences ont ensuite été conçues et réalisées pour vérifier ce code. La première, nommée UPSilon, innove en remplaçant le sodium par de l'huile de silicone afin d'avoir une inhomogénéité thermique stable pendant l'expérience. Elle permet de déterminer la validité du code AcRaLiS dans des inhomogénéités thermiques. La seconde, nommée IKHAR, permet d'étudier en eau l'influence de la turbulence sur la propagation d'ondes, en exploitant les instabilités de Kelvin-Helmholtz. Les conclusions et les perspectives sont présentées en élargissant à d'autres domaines d'application. / In the frame of research on Sodium cooled Fast nuclear Reactor (SFR), CEA aims to develop an innovative instrumentation, specific to these reactors. The present work relates to the measurement of the sodium temperature at the outlet of the assemblies of the reactor's core by an ultrasonic method. This instrumentation involves the propagation of ultrasonic waves in liquid sodium, thermally inhomogeneous and turbulent. Environment causes deviations of the acoustic beam that must be understood to predict and quantify to consider ultrasound as a measure means in a core of SFR reactor. To determine the magnitude of these influences, a code named AcRaLiS (Acoustic Ray in Liquid Sodium) has been implemented. In a first step, a thermal-hydraulic study specific to the medium, was conducted to provide an adequate description of the environment and choose a suitable acoustic propagation model. Then an implementation has been performed to allow rapid simulations of the wave propagation at several megahertz in this particular environment. This code provides ultrasounds deviations and changes in beam intensity.Two experiments were designed and conducted to verify the code. The first, named UPSilon innovates by replacing sodium by silicone oil in order to have a stable thermal inhomogeneity during the experiment. It allows to determine the validity of the code AcRaLiS with thermal inhomogeneities. The second, called IKHAR allows to study the influence of water turbulence on the propagation of waves, using the Kelvin-Helmholtz instabilities. Conclusions and perspectives are presented, including perspectives for other application domains.

La thèse porte sur la simulation de la thermohydraulique et des transferts thermiques dans un faisceau d'aiguilles d'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium.Des premiers calculs ont été réalisés par une approche moyennée de type RANS à l'aide du code industriel STAR-CCM+. De cette modélisation, il ressort une meilleure compréhension des transferts de chaleur opérés entre les aiguilles et le sodium. Les principales grandeurs macroscopiques de l'écoulement sont en accord avec les corrélations. Cependant, afin d'obtenir une description détaillée des fluctuations de température au niveau des fils espaceur, une approche plus détaillée de type LES et DNS est apparue indispensable. Pour la partie LES, le code TRIO_U a été utilisé. Concernant la partie DNS, un code de recherche a été utilisé. Ces approches requièrent des temps de calculs considérables qui ont nécessité des géométries représentatives mais simplifiées.L'approche DNS permet d'étudier l'écoulement à bas nombre de Prandtl, qui induit un comportement très différent du champ thermique relativement au champ hydraulique. Le calcul LES de l'assemblage montre que la présence du fil espaceur génère l'apparition de points chauds locaux (~20°C) en aval de celui-ci par rapport à l'écoulement sodium, au niveau de son contact avec l'aiguille. Les fluctuations de température au niveau des fils espaceur sont faibles (~1°C-2°C). En régime nominal, l'analyse spectrale montre l'absence de grande amplitude d'oscillations de température à basse fréquence (2-10 Hz); les conséquences sur la tenue mécanique des structures devront être analysées. / The thesis focuses on the numerical simulation of sodium flow in wire wrapped sub-assembly of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR).First calculations were carried out by a time averaging approach called RANS (Reynolds- Averaged Navier-Stokes equations) using industrial code STAR-CCM+. This study gives a clear understanding of heat transfer between the fuel pin and sodium. The main variables of the macroscopic flow are in agreement with correlations used hitherto. However, to obtain a detailed description of temperature fluctuations around the spacer wire, more accurate approaches like LES (Large Eddy Simulation) and DNS (Direct Numerical Simulation) are clearly needed. For LES approach, the code TRIO_U was used and for the DNS approach, a research code was used. These approaches require a considerable long calculation time which leads to the need of representative but simplified geometry.The DNS approach enables us to study the thermal hydraulics of sodium that has very low Prandtl number inducing a very different behavior of thermal field in comparison to the hydraulic field. The LES approach is used to study the local region of sub-assembly. This study shows that spacer wire generates the local hot spots (~20°C) on the wake side of spacer wire with respect to the sodium flow at the region of contact with the fuel pin. Temperature fluctuations around the spacer wire are low (~1-2°C). Under nominal operation, the spectral analysis shows the absence of any dominant peak for temperature oscillations at low frequency (2-10Hz). The obtained spectra of temperature oscillations can be used as an input for further mechanical studies to determine its impact on the solid structures.