Les boucles fluides diphasiques à pompage thermo-capillaire (BFDPT) ont été identifiées comme des solutions de transport de chaleur alternatives dans le contexte des transports terrestres, afin de répondre au contrôle thermique de l’électronique de puissance. Le développement d’une architecture particulière de boucle, mettant à profit la gravité, a été mené afin d’adapter la capacité des BFDPT à ces nouvelles contraintes. Les investigations expérimentales et numériques ont permis de montrer le fort potentiel de ce nouveau système et amènent aujourd’hui à sa future utilisation industrielle.La conception d’une nouvelle boucle expérimentale avec trois évaporateurs, en parallèle, a pour objectif d’élargir son utilisation comme « bus thermique ». Le banc expérimental, finement instrumenté, a pour but d’approfondir les études antérieures et de caractériser les réponses de cette boucle à une application de puissance, en régime permanent et transitoire, avec un ou plusieurs évaporateurs. L’analyse des résultats obtenus met en évidence les nombreux couplages entre évaporateurs, réservoir et condenseur,notamment lors de phases transitoires sévères, et confirme la capacité du système à gérer le contrôle thermique de l’électronique quelles que soient les puissances appliquées sur les différents composants.Les résultats du travail de modélisation, basée sur la méthode nodale, s’avèrent prédire correctement le comportement thermohydraulique transitoire de la boucle, en fonctionnement nominal, en mode mono ou multi-évaporateurs. Malgré une représentation des évaporateurs et du réservoir encore simplifiée et tributaire de l’expérience, le modèle se révèle être un très bon outil de dimensionnement et d’analyse. / Two-phase fluid capillary pumped loop (TFCPL) have been identified as heat transfers alternative solutionsfor thermal control of power electronics, in the context of ground transportation. A special gravityloop has been improved to adapt TFCPL capacity to these new terrestrial constraints. Experimentaland numerical investigations have proved the great potential of this kind of system and lead today toits upcoming industrial use.The aim is now to employ this new system as « thermal busbar ». A new experimental loop withthree parallel evaporators was built to go further into the earlier studies. Thanks to many measurementinstruments, the goal is to define steady and transient thermohydraulic responses to a power solicitationwith a mono- or multi-evaporators loop. Results highlight many coupling between evaporators, reservoirand condenser, especially during strong transient phases. The thermal control of power electronics, withdifferent range of thermal dissipation on several separate areas, is furthermore demonstrated.The developed modeling is based on nodal method. Transient thermohydraulic behaviour of the gravityloop is very well predicted by numerical results during nominal operating, with one or more evaporators.Even if evaporators and reservoir models are still simplified and depend on empirical identifications, theglobal model of the loop proves to be a great design and analysis tool.

Les sels fondus ont récemment été proposés comme milieux caloporteurs à haute température. Dans l'industrie nucléaire, le concept de réacteur à sels fondus (MSR en anglais) est le seul concept de quatrième génération qui propose l'utilisation d'un sel fondu liquide comme combustible nucléaire. Cette innovation présente des aspects positifs pour la conception et la sûreté nucléaire, mais impose de nouveaux défis. Le réacteur rapide à sels fondus (MSFR en anglais) est un concept qui est actuellement étudié dans le projet européen H2020 SAMOFAR, incluant le développement et la validation expérimentale (dans la plateforme expérimentale SWATH) de modèles plus performants pour les sels fondus : tel est l'objectif de ce travail de thèse. En outre les modèles développés peuvent s'appliquer à d'autres MSRs et à d'autres applications énergétiques utilisant des sels fondus comme milieux caloporteurs.La thèse suivante est divisée en trois parties :Premièrement, le développement de modèles pour décrire de façon réaliste certains des phénomènes thermiques microscopiques et macroscopiques associés à l’utilisation de sels liquides fondus comme milieux caloporteurs. Cette partie comprend l’utilisation et le développement de nouveaux modèles neutroniques pour étudier la production d'énergie nucléaire, ainsi que la modélisation des phénomènes turbulents dans les sels fondus, l’étude de l’interaction du rayonnement thermique et la turbulence dans les sels fondus. Enfin, cette partie traite également du développement d’une approche multi-échelle pour l'étude précise de la solidification/fusion dans les sels.Deuxièmement, la conception et la mise en œuvre d’expériences dédiées à la validation de ces modèles. Deux expériences clés ont été conçues au cours de cette thèse et ont été implémentées dans la plate-forme SWATH. L'objectif de ces expériences est d'étudier le comportement de différents modèles de turbulence et de tester les modèles de solidification développés dans les sels fondus.Troisièmement, les modèles développés ont été couplés dans une plateforme multi-physique pour l'étude précise du transitoire drainant du MSFR. / Molten salts have been recently proposed as high-temperature heat carrier media for energy applications. In the nuclear industry, the Molten Salt Reactors (MSRs) are the only fourth generation concept proposing the usage of a liquid nuclear fuel. This innovative aspect allows proposing improved safety and design features, but it leads to novel challenges. In particular, the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) is a MSR concept that is currently being studied in the H2020 European project SAMOFAR. Among the project activities, there are the development of more performant molten salts models and their experimental validation through the SWATH platform. This is the objective of the present thesis. However, the models developed are appropriate for other MSRs and other energy applications using molten salts as heat carrier media.The following thesis is divided into three parts.The first part is dedicated to the development of models for describing realistically some of the microscopic and macroscopic thermal phenomena associated with the usage of liquid molten salts as heat carrier media. This part includes the development and implementation of neutronic models to study nuclear power production in the MSFR, the study of turbulence and turbulence-radiation interaction in molten salt flows and the development of a multiscale approach to model the solidification/melting phenomena in salts.The second part is devoted to the design and implementation of dedicated experiments for validating these models. Two key experiments are addressed: an experiment to study the behavior of different turbulence models after a boundary layer detachment and one to test the multiscale solidification models developed for molten salts.The third part is committed to the coupling of the models developed into a multiphysics platform for the precise study of the draining transient of the MSFR.

Ce document présente l'ensemble des travaux de l'auteur dans le domaine de la thermohydraulique appliquée aux écoulements rencontrés dans les réacteurs nucléaires. Il présente en particulier les développements réalisés pour la simulation numérique des écoulements diphasiques dans les générateurs de vapeur. Il présente une méthode aux éléments finis permettant de calculer ces écoulements.

Les futurs réacteurs expérimentaux comme ITER ou JT-60SA réaliseront des réactions de fusion thermonucléaire au sein de plasmas de plusieurs millions de degrés. Le confinement de la réaction au centre de la chambre est assuré par des champs magnétiques très intenses générés par des aimants supraconducteurs. Ces bobines sont refroidies à 4.4 K via une circulation forcée d’hélium supercritique. Le fonctionnement cyclique des machines engendre des charges thermiques pulsées qui devront être absorbées par les réfrigérateurs de plusieurs mégawatts de puissances électriques. L’expérience HELIOS, construite au CEA Grenoble, est une maquette à échelle réduite du système de distribution d’hélium du tokamak JT-60SA constituée d’un bain d’hélium à saturation et d’une boucle en hélium supercritique. Les travaux de thèse présentés ici explorent les possibilités d’HELIOS afin de réaliser les études expérimentale et numérique de trois stratégies de lissage de charges thermiques : l’utilisation du bain saturé en tant que volant thermique ouvert, la variation de la vitesse du circulateur et l’utilisation de la vanne de by-pass de la charge thermique. Le modèle EcosimPro développé ici rend bien compte des phénomènes de couplage transitoire entre le dépôt d’énergie, la montée en pression et en température de la boucle de circulation, de même que le couplage entre la boucle de circulation et le bain saturé. Des contrôles avancés ont été testés numériquement puis validés expérimentalement pour améliorer la stabilité du réfrigérateur et optimiser la puissance de réfrigération. / Future fusion reactor devices such as ITER or JT-60SA will produce thermonuclear fusion reaction inplasmas at several millions of degrees. The confinement in the center of the chamber is achieved byvery intense magnetic fields generated by superconducting magnets. These coils have to be cooleddown to 4.4 K through a forced flow of supercritical helium. The cyclic behavior of the machinesleads to pulsed thermal heat loads which will have to be handled by the refrigerator.The HELIOS experiment built in CEA Grenoble is a scaled down model of the helium distributionsystem of the tokamak JT-60SA composed of a saturated helium bath and a supercritical helium loop.The thesis work explores HELIOS capabilities for experimental and numerical investigations on threeheat load smoothing strategies: the use of the saturated helium bath as an open thermal buffer, therotation speed variation of the cold circulator and the bypassing of the heated section. Thedeveloped model describes well the physical evolutions of the helium loop (pressure, temperature,mass flow) submitted to heat loads observed during experiments. Advanced controls have beentested and validated to improve the stability of the refrigerator and to optimize the refrigerationpower.

L'étude complète des réacteurs à sels fondus, destinés à une production massive et durable d'énergie nucléaire, doit coupler les aspects neutronique, hydraulique et thermique. Ce couplage, intégrant les codes MCNP et Trio_U, est entrepris dans le cadre du prototype MSRE, où il donne des résultats très proches de l'expérience. L'extrapolation de cette étude permet de proposer des modifications pour améliorer les coefficients de sûreté des réacteurs à sels fondus de puissance.<br> Un deuxième volet concerne les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur, dévolus à l'incinération des déchets radioactifs. Nous proposons une méthode de mesure absolue de la réactivité prompte à partir de la décroissance suivant une impulsion de neutrons. Elle ne suppose connue que la distribution des temps entre générations de neutrons, caractéristique du réacteur. Cette méthode est appliquée aux résultats de l'expérience MUSE 4 et présente une erreur relative sur la réactivité inférieure à 5%.

Les travaux présentés concernent l’étude du soudage hybride laser/MIG d’aciers de fortes épaisseurs pour deux configurations différentes : soudage monopasse d’acier inoxydable superduplex en chanfrein « Y » et soudage multipasse d’acier ferritique en chanfrein étroit. Une étude expérimentale a été réalisée visant la compréhension et l’investigation des mécanismes régis par le procédé, ainsi que la validation des résultats numériques des modèles développés (caractérisation du bain fondu et obtention de thermogrammes). Une recherche paramétrique a permis de déterminer les paramètres optimaux de soudage pour la configuration en chanfrein « Y ». L’étude numérique menée a pour objectif de déterminer l’histoire thermique des pièces soudées. Ses simulations numériques basées sur deux approches différentes ont été développées à l’aide du logiciel COMSOL Multiphysics. La première, dite approche par sources équivalentes, repose sur un calcul purement thermique, et la deuxième est basée sur un calcul thermohydraulique des écoulements dans le bain fondu avec prise en compte de la convection naturelle et de la thermocapillarité. La méthode des plans d’expériences numériques a été utilisée pour déterminer les paramètres analytiques des sources de chaleur équivalentes ainsi que des paramètres inconnus tels que les rendements des sources et les propriétés thermophysiques de la phase liquide intervenant dans le modèle multiphysique. L’analyse comparative entre résultats expérimentaux et numériques permettant de juger la qualité des modèles à reproduire les dimensions et la forme de la zone fondue et de valider le choix des hypothèses formulées, a fourni des résultats satisfaisants. / The present study is dedicated to hybrid laser/MIG welding of high thickness steels for two different configurations: one hybrid single pass welding of superduplex steel UR2507Cu with Y-shaped chamfer geometry and a multipass hybrid welding of ferritic steel 18MND5 in narrow gap. An experimental study was carried for understanding and investigation of mechanisms governed by the process and validation of numerical models results (characterization of the weld pool and thermocouples measurements). A parametric research allows the determination of the optimal welding parameters for the Y-shaped chamfer configuration. The numerical study aims to determine the thermal history in the solid part of the work piece. Those numerical simulations which are based on two different approaches were developed using the COMSOL Multiphysics software. The first, called equivalent heat sources approach, consists only in the resolution of the heat transfer problem, and the second one, is based on the resolution of heat transfer and fluid flow problem in the weld pool by taking into account the natural convection and thermocapillarity effect. A numerical exploratory designs method is used to identify the equivalent heat sources parameters as well as some unknown parameters such as the thermophysical properties of the metal liquid and the thermal efficiency involved in the thermohydraulic models. The comparative analysis between experimental and numerical results, which permits judging the models quality to reproduce the melted zone size and shape and to validate the assumptions choice, has provided satisfying results.

Au cours des dernières décennies, le phénomène de quench a été une des problématiques les plus importantes abordées dans les conceptions d’aimants supraconducteurs. En effet, la transition de quench d’un aimant de son état supraconducteur à son état normal induit une grande quantité de l’énergie par effet Joule. Cet apport de chaleur va ensuite augmenter rapidement la température du conducteur ainsi que la pression du liquide de refroidissement à l’hélium. Le dépassement d’un certain seuil sur ces deux paramètres peut engendrer une détérioration irréversible à l’aimant et au système de refroidissement cryogénique. Afin de mettre en évidence les comportements de quench des bobines supraconductrices à champ toroïdal (TF) du Tokamak JT-60SA, nous avons réalisé des études expérimentales et numériques sur les phénomènes thermohydrauliques résultant du quench d’un aimant supraconducteur fabriqué en câble-en-conduit conducteur (CICC) et refroidi par l’écoulement forcé à l’hélium supercritique. Dans ce cadre, toutes les 18 TF bobines de JT-60SA ont été testées dans une configuration à une seule bobine dans leurs conditions de fonctionnement nominales de courant et de température (25,7 kA et 5 K). Une augmentation progressive de la température a été appliquée à l'entrée de l'hélium jusqu'à la température de quench, suivie d'une décharge rapide du courant dès que le quench est détecté pour protéger l'aimant. Les analyses expérimentales de ces tests ont d'abord permis d'identifier plusieurs phases dynamiques très différentes pendant toute la propagation de quench. Ensuite, les phénomènes physiques parcourant chacune de ces phases ont été étudiés et les plus prédominants ont été mis en évidence tels que les charges thermiques externes, les performances magnétiques des brins, les transferts thermiques conducto-convectifs entre conducteurs et hélium ou encore l'expulsion d'hélium et le reverse flow. Sur la base de ces analyses expérimentales, un modèle numérique d’une seule galette a été développé dans le code THEA afin d'analyser un phénomène physique à la fois sans construire un modèle global trop complexe de l'ensemble de l'aimant. Ce modèle d’une seule galette a été validé sur les données d'expériences de quench et a été appliqué avec succès pour faire d'autres analyses plus détaillées des phénomènes physiques ainsi que des phases dynamiques identifiées pendant la propagation de quench des TF bobines. Ce modèle numérique a même permis d'identifier certains phénomènes prépondérants qui n'ont pas pu être étudiés dans l'analyse expérimentale, tels que l'impact des instabilités des conditions de test sur la dynamique de quench. Les très bons résultats de ce modèle et sa cohérence avec les analyses physiques expérimentales en font une étape très intéressante vers la modélisation complète de toute la TF bobine de JT-60SA et l'étude de son comportement de quench dans une vraie machine Tokamak et non en conditions d'essais. / During the last decades, the quench phenomenon has been one of the most important issues addressed in the superconducting magnets designs. Indeed, the quench transition of a magnet from its superconducting state to its normal state induces a large deposition of the Joule effect energy leading to an abrupt temperature increase in the conductor as well as a large pressure rise in the helium coolant. Any excess of these two parameters can cause an irreversible damage either to the magnet or to the cryogenic system. In order to achieve a better understanding of the quench behavior of the TF coils in the superconducting Tokamak JT-60SA, we carried out both experimental and numerical studies of the thermohydraulic phenomena taking place during the quench of a superconducting magnet manufactured with Cable-In-Conduit Conductor and cooled in forced flow with supercritical helium. In this framework, all the 18 JT-60SA TF coils were tested in a single coil configuration at their nominal operating conditions of current and temperature (25.7kA and 5K). A progressive temperature increase has been applied to the helium inlet up to the quench temperature, followed by a current fast discharge as soon as the quench is detected to protect the magnet. The experimental analyses of these tests allowed first to identify several very different dynamic phases in the overall quench propagation time. Then, the physical phenomena driving each one of these phases have been studied and the most predominant ones have been highlighted such as the external heat loads, the strands magnetic performances, the conductive and convective heat transfers between conductors and helium or even the helium expulsion and reverse flow. Based on these experimental analyses, a single pancake numerical model has been developed in the THEA code in order to analyze one physical phenomenon at a time without building a too complex global model of the entire magnet. This single pancake model has been validated on the quench experiments data and has been successfully applied to make further more detailed analyses of the physical phenomena as well as the dynamic phases identified during the TF coils quench propagation. This numerical model even allowed identifying some driving physical phenomena that could not be studied in the experimental analysis, such as the impact of the testing conditions instabilities on the quench dynamics. The very good results of this model and its coherence with physical experimental analyses makes it a very interesting step towards the full modelling of the entire JT-60SA TF coil and the study of its quench behavior in real Tokamak and not test facility conditions.

Les réacteurs de 4ème génération ont pour objectif l’avènement d’un nucléaire durable susceptible de soutenir la transition énergétique. Anticipant un possible retard, dû à des difficultés techniques et économiques, des solutions innovantes inspirées des technologies actuelles (REP) sont à l’étude. Ces réacteurs à haute conversion nécessitent le développement d’outils académiques simples et robustes adaptés aux phases de la conception et capables :- D’évaluer les performances du combustible (burnup). Cet aspect est géré par l’environnement C++ SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), ici adapté et complété pour modéliser l’évolution du combustible à l’échelle de l’assemblage comme à l’échelle du cœur.- D’évaluer les performances de sûreté, ce qui nécessite le couplage entre la neutronique, ici approximée par la théorie de la diffusion et résolue par la NDM (Nodal Drift Method), et la thermohydraulique dont le traitement est simplifié dans le code BATH (Basic Approach to ThermalHydraulics). Le couplage NDM/BATH a fait l’objet d’une validation sur un benchmark d’éjection de grappe.Nos outils et méthodes de conception sont appliqués au dimensionnement de SMR sous-modérés à eau légère fonctionnant soit au Th/U soit au Th/Pu. Outre les critères usuels de conception (i.e. facteur de forme), il s’est avéré nécessaire, pour la crédibilité du concept, de spécifier la gestion de la réactivité, ce qui a mené au développement d’une méthodologie d’optimisation des poisons consommables. L’analyse de sûreté a permis de poser de nouveaux critères de conception, notamment sur le niveau maximal de sous-modération permettant d’éviter la crise d’ébullition nucléée. Cela a également mis en lumière les implications sur la sûreté de certains choix de conception comme le fonctionnement avec un inventaire réduit en bore soluble. / The Generation IV of nuclear reactors aims at making the nuclear energy a sustainable power source, able to contribute efficiently to the energetic transition. To anticipate the delay of this Gen. IV, innovative retro-fitted nuclear reactors with high level of conversion are studied. The conception of such reactors needs the development of a flexible and robust academical tool box in order to:- Evaluate fuel performance. This is done by means of SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), the dedicated CNRS C++ framework, which is adapted to perform burnup calculation both at assembly scale and at core scale.- Evaluate safety performance. This implies coupled transient simulation between neutronics and thermohydraulics. Neutronics is handled by the Nodal Drift Method (NDM) which solves the diffusion equations while thermohydraulics is simplified and computed by the code Basic Approach to ThermalHydraulics (BATH). This coupling between NDM/BATH has been validated on a Rod Ejection Accident (REA) benchmark.Ours tools and methods are applied on the design of sub-moderated water-cooled SMR cores using either Th/U or Th/Pu fuel. In addition to basic conception criteria such as the form factor, the reactivity management has been investigated in details, which has led to the development of a new methodology for optimal used of burnable poisons. The safety analysis against REA highlights new conceptions limits, in particular on the maximal sub-moderating ratio in order to avoid nucleate boiling. It also reveals the consequences on the reactor safety of some design choices such as low soluble boron inventory.

Dans le cadre de la recherche sur les accidents graves pour la deuxième et la troisième génération de réacteurs nucléaires, certains aspects de l'ablation de béton dans le puits de cuve au cours de l'interaction corium-béton (ICB) restent encore inexpliquées. La détermination d'échange de chaleur le long de la région interfaciale entre un bain de corium et un béton est importante pour l'évaluation de la progression d'ablation du béton et, éventuellement, la percée de fondation. Le projet CLARA s'inscrit une recherche expérimentale sur la thermohydraulique au sein d'un bain de liquide agitée par des bulles de gaz. Les essais CLARA sont réalisés avec des matériaux simulants. Ils permettent de mettre en évidence l'influence de la vitesse superficielle du gaz, de la viscosité du liquide et de la géométrie sur le coefficient d'échange de chaleur entre le bain de liquide chauffé et les parois verticales et horizontales de la piscine qui sont maintenues à une température uniforme. La première campagne d'essais a été réalisée avec la configuration du bain de petite taille (50 cm × 25 cm × 25 cm). Les essais ont été réalisés avec des liquides couvrant un large éventail de viscosité dynamique, d'environ 1 mPa s à 10000 mPa s. La vitesse superficielle du gaz est modifiée jusqu'à 8 cm/s. Cette thèse comporte une brève description de la phénoménologie de l'ICB, une synthèse bibliographique sur les corrélations d'échange de chaleur existantes pour l'écoulement diphasique et le taux de vide, une description de l'installation CLARA, les résultats des essais et leur interprétation. Les résultats expérimentaux sont comparés avec les modèles existants et certains nouveaux modèles pour l'évaluation du coefficient d'échange de chaleur dans un écoulement diphasique. / In the context of severe accident research for the second and the third generation of nuclear power plants, there are still open issues concerning some aspects of the concrete cavity ablation during the molten corium - concrete interaction (MCCI). The determination of heat transfer along the interfacial region between the molten corium pool and the ablating basemat concrete is crucial for the assessment of concrete ablation progression and eventually the basemat meltthrough. For the purpose of experimental investigation of thermalhydraulics inside a liquid pool agitated by gas bubbles, the CLARA project has been launched. The CLARA experiments are performed using simulant materials and they reveal the influence of superficial gas velocity, liquid viscosity and pool geometry on the heat transfer coefficient between the internally heated liquid pool and vertical and horizontal pool walls maintained at uniform temperature. The first test campaign has been conducted with the small pool configuration (50 cm × 25 cm × 25 cm). The tests have been performed with liquids covering a wide range of dynamic viscosity from approximately 1 mPa s to 10000 mPa s and the superficial gas velocity is varied up to 8 cm/s. This thesis comprises a brief description of MCCI phenomenology, literature reviews on the existing heat transfer correlations for twophase flow and the void fraction, a description of CLARA setup, experimental results and their interpretation. The experimental results are compared with existing models and some new models for the assessment of heat transfer coefficient in two-phase flow. / U kontekstu istraživanja teških nesre´ca u nuklearnim elektranamadruge i tre´ce generacije, neka pitanja vezana za ablaciju temelja kontejnmentatijekom interakcije rastaljenog korijuma i betona i dalje ostajuotvorena. Odred¯ivanje prijenosa topline u površinskom podrucˇjuizmed¯u bazena rastaljenog korijuma i betona kljucˇno je za odred¯ivanjenapredovanja ablacije i u konaˇcnici procjene vremena rastapanjatemelja kontejnmenta. U svrhu eksperimentalnog istraživanja prijenosatopline u tek´cinama miješanima ubrizgavanjem zraka, pokrenutje projekt nazvan CLARA.CLARA eksperimenti izvode se koriste´ci imitacijske materijale i otkrivajuutjecaj fiktivne brzine plina, viskoznosti teku´cine i geometrijebazena na koeficijent prijenosa topline izmed¯u grijanog bazena te njegovihvetrikalnih i horizontalnih stijenki ˇcija se temperatura održavana konstantnoj temperaturi. Prva serija eksperimenata provedena je sbazenom male konfiguracije (50 cm × 25 cm × 25 cm). Eksperimentisu izvedeni s teku´cinama dinamiˇcke viskoznosti od približno 1 mPas do 10000 mPa s, dok je maksimalna fiktivna brzina plina 8 cm/s.Ova disertacija sadrži kratak opis fenomenologije procesa interakcijerastaljenog korijuma i betona, pregled postoje´cih korelacija zaviprijenos topline u dvofaznom toku i korelacija za poroznost, opisCLARA eksperimentalne postave, rezultate eksperimenta i njihovuinterpretaciju. Rezultati eksperimenta su uspored¯eni s predvid¯anjimaprema postojec´im modelima. Predloženi su takod¯er i neke nove korelacijeza odred¯ivanje koeficijenta prijenosa topline u dvofaznom toku.

Ce travail de thèse porte sur l’étude des pertes de pression pour des écoulements monophasiques et diphasiques inertiels au travers de milieux poreux. Son objectif est d’aider à la compréhension et à la modélisation des transferts de quantité de mouvement à l’intérieur de lits de particules, en lien avec la problématique de la gestion d’un accident grave dans un réacteur nucléaire. En effet, lors d’un tel accident, la dégradation du coeur du réacteur peut amener celui-ci à s’effondrer pour former un lit de débris, que l’on peut assimiler à un milieu poreux à haute température et dégageant de la chaleur. Ce travail de thèse s’inscrit dans un projet de recherche en sûreté nucléaire visant à prédire la refroidissabilité d’un lit de débris par injection d’eau, ou « renoyage ». Une étude expérimentale des pertes de pression pour des écoulements monodimensionnels monophasiques et diphasiques à froid est proposée dans des situations représentatives du cas réacteur, en termes de granulométrie, de formes de particules et de vitesses d’écoulement. Les expériences réalisées apportent un complément important aux données existantes, en permettant notamment d’explorer les domaines d’écoulements diphasiques avec nombres de Reynolds liquides non nuls, tout en mesurant le taux de vide, ce qui est essentiel pour une modélisation. Des modèles prédictifs pour les pertes de pression à l’intérieur d’écoulements monophasiques et diphasiques au travers de lits de particules sont établis à partir des structures d’équations obtenues par une prise de moyenne volumique des équations de conservation locales. L’observation des écoulements monophasiques montrent que des lois de type Darcy-Forchheimer avec une correction quadratique en vitesse de filtration sont à même de prédire les pertes de pression avec une précision supérieure à 10%. Une étude numérique a montré que ce résultat est applicable pour un lit désordonné de particules peu rugueuses. L’étude des écoulements diphasiques montre qu’une structure d’équations de type Darcy-Forchheimer généralisée, incluant des termes supplémentaires pour prendre en compte les effets inertiels et les frottements interfaciaux, permet de reproduire le comportement des pertes de pression dans cette situation. Un nouveau modèle est proposé, et comparé aux données expérimentales et aux modèles utilisés dans les codes de simulation des accidents graves. / This work deals with single and two-phase flow pressure losses in porous media. The aim is to improve understanding and modeling of momentum transfer inside particle beds, in relation with nuclear safety issues concerning the reflooding of debris beds during severe nuclear accidents. Indeed, the degradation of the core during such accidents can lead to the collapse of the fuel assemblies, and to the formation of a debris bed, which can be described as a hot porous medium. This thesis is included in a nuclear safety research project on coolability of debris beds during reflooding sequences. An experimental study of single and two-phase cold-flow pressure losses in particle beds is proposed. The geometrical characteristics of the debris and the hydrodynamic conditions are representative of the real case, in terms of granulometry, particle shapes, and flow velocities. The new data constitute an important contribution. In particular, they contain pressure losses and void fraction measurements in two-phase air-water flows with non-zero liquid Reynolds numbers, which did not exist before. Predictive models for pressure losses in single and two-phase flow through particle beds have been established from experimental data. Their structures are based on macroscopic equations obtained from the volume averaging of local conservation equations. Single-phase flow pressure losses can be described by a Darcy-Forchheimer law with a quadratic correction, in terms of filtration velocity, with a better-than-10 % precision. Numerical study of single-phase flows through porous media shows that this correlation is valid for disordered smooth particle beds. Twophase flow pressure losses are described using a generalized Darcy-Forchheimer structure, involving inertial and cross flow terms. A new model is proposed and compared to the experimental data and to the usual models used in severe accident simulation codes.