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Dissertationen zum Thema „Combustibles nucléaires – Effets de la température“

Autor: Grafiati
Veröffentlicht am 25. Mai 2024
Zuletzt aktualisiert am 31. Juli 2025

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Castellano, Aloïs. "Étude des effets de la température sur les combustibles nucléaires par une approche ab initio." Electronic Thesis or Diss., Sorbonne université, 2022. http://www.theses.fr/2022SORUS062.

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Pour assurer la sécurité de la production d’électricité par l’énergie nucléaire, une compréhension du comportement des matériaux servant de combustibles est nécessaire. Ce travail apporte une contribution à l’étude des effets de la température sur les combustibles nucléaires, en utilisant une approche ab initio à travers la théorie de la fonctionnelle de la densité et la dynamique moléculaire ab initio (AIMD). Pour prendre en compte explicitement les effets de la température, une méthode non perturbative de dynamique des réseaux est formalisée, permettant ainsi d’étudier l’évolution des phonon
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Brunel, Alan. "Propriétés thermodynamiques et thermophysiques des liquides à haute température : applications aux combustibles nucléaires." Electronic Thesis or Diss., Sorbonne université, 2022. http://www.theses.fr/2022SORUS426.

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Lors d’un accident grave impliquant la fusion du cœur d’un réacteur nucléaire à eau pressurisée, le combustible nucléaire va réagir avec la gaine en zircalloy qui l’enrobe et les matériaux de structure présents dans le cœur pour former un magma à haute température appelé corium. Suivant sa composition et sa température, le corium peut se stratifier dû à la présence d’un liquide métallique et d’un liquide oxyde non-miscibles. Selon la configuration de cette stratification, une concentration du flux de chaleur peut avoir lieu sur la paroi de la cuve, menaçant son intégrité et risquant un écoulem
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Vitart, Anne-Lise. "Influence de paramètres physico-chimiques sur la cristallisation d’oxalates de lanthanides et d’actinides, précurseurs d’oxydes : orientation des microstructures." Electronic Thesis or Diss., Lille 1, 2014. http://www.theses.fr/2014LIL10103.

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La thèse s’insère dans le cadre d’études menées sur la conversion d’actinides en oxydes par le biais de précurseurs solides oxalate obtenus par précipitation ou cristallisation. Une compréhension poussée de cette étape initiale de formation de la phase solide à partir des éléments en solution est essentielle, car les caractéristiques morphologiques et structurales du précurseur oxalate contribuent à orienter le comportement aux opérations de pastillage et frittage de l’oxyde. Le travail de thèse est centré sur l’influence des paramètres physico-chimiques de précipitation et porte, en premier l
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Vitart, Anne-Lise. "Influence de paramètres physico-chimiques sur la cristallisation d’oxalates de lanthanides et d’actinides, précurseurs d’oxydes : orientation des microstructures." Thesis, Lille 1, 2014. http://www.theses.fr/2014LIL10103.

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La thèse s’insère dans le cadre d’études menées sur la conversion d’actinides en oxydes par le biais de précurseurs solides oxalate obtenus par précipitation ou cristallisation. Une compréhension poussée de cette étape initiale de formation de la phase solide à partir des éléments en solution est essentielle, car les caractéristiques morphologiques et structurales du précurseur oxalate contribuent à orienter le comportement aux opérations de pastillage et frittage de l’oxyde. Le travail de thèse est centré sur l’influence des paramètres physico-chimiques de précipitation et porte, en premier l
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Pflieger, Rachel. "Mass spectrometric study of the laser vaporisations of graphite and uranium dioxide up to 4000k." Université Louis Pasteur (Strasbourg) (1971-2008), 2006. https://publication-theses.unistra.fr/restreint/theses_doctorat/2006/PFLIEGER_Rachel_2006.pdf.

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Une nouvelle méthode de spectrométrie de masse (TOF MS) à haute température a été développée. La surface de l’échantillon y est chauffée par laser pendant environ 20 ms, et température et spectres de masse sont mesurés en fonction du temps. Chaque expérience couvre tout un intervalle de température. Cette méthode a été appliquée au graphite pyrolytique et au dioxyde d’uranium. L’étude du graphite a clairement montré que la sublimation est de type Langmuir (ou surface libre), malgré les très hautes températures et pressions. Les pressions partielles relatives de C1, C2, C3, C4 et C5 ont été mes
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Vaudey, Claire-Émilie. "Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG." Phd thesis, Université Claude Bernard - Lyon I, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00528691.

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Ce travail se situe dans le cadre des études sur la gestion des déchets graphites des centrales nucléaires Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG) de première génération. Leur fonctionnement a généré 23000 tonnes de déchets graphites pour lesquels la loi du 28 juin 2006 prévoit un stockage dédié. La gestion à long terme de ces déchets nécessite de prendre en compte deux radionucléides principaux : le ^14C et le ^36Cl, principaux contributeurs de dose sur le long terme. Afin de consolider les données sur l'inventaire de ces radionucléides et de prévoir leur comportement lors de la resaturation en e
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Bruycker, Franck De. "High temperature phase transitions in nuclear fuels of the fourth generation." Thesis, Orléans, 2010. http://www.theses.fr/2010ORLE2060/document.

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Il est important de bien connaitre le comportement des combustibles nucléaires dans des conditions extrêmes afin d’assurer la sureté des réacteurs et de prévoir les conséquences d’un éventuel accident. L’objectif principal de cette thèse est l’étude des transitions de phase à très haute température de matériaux envisagés pour les combustibles nucléaires de quatrième génération. Dans ce but, une méthode a été développée à l’institut européen des transuraniens (ITU) pour étudier ces matériaux à des températures excédant 2500K. La technique utilisée consiste à chauffer l’échantillon à l’aide d’un
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Pantera, Laurent. "Application d'une méthodologie statistique à la compréhension du phénomène de corrosion du surgénérateur Phénix." Compiègne, 1992. http://www.theses.fr/1992COMPD509.

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La limite supérieure du taux de combustion des éléments combustibles du réacteur à neutrons rapides Phénix est fortement conditionnée par un phénomène de corrosion interne de leur gaine en acier. Un nouveau programme d'étude de cette corrosion a été mis en place en 1987 par le département d'études des combustibles du CEA/CEN Cadarache. Les résultats contribueront à déterminer les choix d'orientations pour le projet E. F. R. (European Fast Reactor). La thèse se situe dans le cadre de ce nouveau programme. Se basant sur les données issues d'une campagne expérimentale menée dans Phénix de 1980 à
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Salvo, Maxime. "Etude expérimentale et modélisation du comportement mécanique du combustible UO2 en compression à haute température et forte vitesse de sollicitation." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4771/document.

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L'objectif de ce travail est de caractériser et de modéliser le comportement mécanique des oxydes d'uranium (UO2) en situation d'Accident d'Injection de Réactivité (RIA). Les sollicitations vues par le combustible durant un RIA sont caractérisées par de fortes vitesses de déformation (jusqu'à 1/s) et de fortes températures (1000-2500°C). Deux lots de pastilles d'UO2 (de type industriel et à forte densité) ont donc fait l'objet d'une campagne d'essais de compression à vitesses de déplacements imposées (0,1-100 mm/min auxquelles correspondent des vitesses de déformations de 10−4-10−1/s) et à tem
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Mekki, Soufiane. "Speciation de l’europium trivalent dans un liquide ionique basse température." Paris 11, 2006. http://www.theses.fr/2006PA112353.

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Les actinides mineurs qui composent en grande partie les déchets nucléaire de haute activité et /ou à vie longue (HALV) nourrissent le problème de gestion à long terme. Afin d’optimiser leur conditionnement et leur stockage, ils nécessitent d’être séparés des éléments les moins radioactifs. Les procédés industriels d’extraction mis en place pour séparer les Actinides et Lanthanides du reste des espèces métalliques du combustible usé, génère toutefois de grandes quantités d’effluents liquide contaminés. Au cours de la dernière décennie certains liquides ioniques basse température ont été étudié
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Pauvert, Olivier. "Etude structurale de sels fondus d'intérêts nucléaires par RMN et EXAFS haute température." Phd thesis, Université d'Orléans, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00517360.

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Dans le cadre du renouvellement du parc nucléaire, six modèles de réacteurs de 4ème génération ont été proposés, dont le Réacteur à Sels Fondus. Ce réacteur a la particularité d'utiliser un combustible à base de fluorures fondus, type LiF-ThF4. Pour développer ce concept, il est important de caractériser d'un point de vue structural ces mélanges de fluorures fondus, pour remonter aux propriétés physico-chimiques du combustible et optimiser ce procédé. Les systèmes fondus MF-ZrF4 (M = Li, Na, K), choisis comme modèle des systèmes au thorium, ont été étudiés expérimentalement par Résonance Magné
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Lepeytre, Célia. "Etude de la réduction de UO2F2. Influence de la température, de la vapeur d'eau, du dihydrogène et du fluorure d'hydrogène." Montpellier 2, 2002. http://www.theses.fr/2002MON20060.

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Lozano, Nathalie. "La subdivision d'un solide induite par l'évolution de sa composition chimique : intérêt pour la céramique nucléaire a fort taux d'irradiation." Dijon, 1998. http://www.theses.fr/1998DIJOS067.

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La subdivision de la céramique nucléaire à de fort taux d'irradiation peut être un facteur limitant pour le fonctionnement d'un réacteur électronucléaire. Pour les trois types de combustibles étudiés (UO 2-REP, MOX-REP, et (U, Pu)O 2-RNR), la subdivision de la céramique en sous-grains microniques est observée dans des zones ou le taux de combustion est supérieur a 60 GWj/tM et la température estimée est inférieure a 900°C, alors que la structure cristalline initiale semble conservée. Nous avons mis en évidence la concomitance de la subdivision et de l'évolution de la composition chimique dans
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Julien, Jérôme. "Modélisation multi-échelles du couplage physico-chimie mécanique du comportement du combustible à haute température des réacteurs à eau sous pression." Aix-Marseille 1, 2008. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/2008AIX11077.pdf.

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Dans le cadre de la problématique de l’Interaction entre la Pastille et la Gaine (IPG) d’un crayon combustible, il est nécessaire d’avoir une bonne description du comportement thermomécanique du combustible. Lorsque le combustible est soumis à de fortes variations de puissance (comme lors d’une situation de fonctionnement incidentel), une des principales sollicitations provient du phénomène de gonflement gazeux, phénomène induit par l’irradiation. En effet, le combustible est un milieu poreux contenant différents types de cavités et l’accumulation de produits de fission sous forme gazeuse dans
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Farcy, Emilie. "Étude de l'impact des radionucléides rejetés par les installations nucléaires du Nord Cotentin sur l'huître creuse Crassostrea gigas : analyse de l'expression de marqueurs moléculaires de stress." Caen, 2006. http://www.theses.fr/2006CAEN2056.

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Ce travail de thèse vise à étudier l'impact potentiel des radionucléides rejetés par les installations nucléaires du nord Cotentin sur l’huître creuse Crassostrea gigas. Un des principaux objectifs de la thèse a consisté à définir des marqueurs susceptibles de témoigner d’un effet d'une irradiation chronique bas niveau. L’accent a été mis sur l’expression de gènes impliqués dans diverses fonctions de régulation du stress cellulaire, au niveau transcriptionnel. Un premier travail de clonage a permis l'identification de 4 nouveaux ADNc codant pour des marqueurs de stress chez l'huître creuse et
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L'Haridon--Quaireau, Sarah. "Etude des mécanismes de corrosion et des effets d'irradiation sur la corrosion d'un alliage d'aluminium utilisé dans les réacteurs nucléaires expérimentaux." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASS047.

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Les Materials Testing Reactors (MTR) sont des réacteurs expérimentaux nucléaires utilisés dans le but d’irradier des matériaux. Les alliages d’aluminium en particulier l’alliage 6061-T6 sont utilisés dans les MTR pour les gaines de combustibles ou les éléments de structures du cœur nucléaire. Dans le milieu aqueux du cœur, ces alliages se corrodent et un film d’hydroxyde d’aluminium recouvre leur surface. Ayant une mauvaise conductivité thermique, ce film dégrade les échanges thermiques entre les éléments du cœur et le milieu aqueux, ce qui peut mener à une surchauffe. Il est donc important d’
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Colbert, Mehdi. "Etude du comportement de gaz rares dans une matrice céramique à haute température : Modélisation par approches semi-empiriques." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4066/document.

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Le dioxyde d'uranium UO2 est utilisé en tant que combustible standard dans les réacteurs à eau pressurisée (REP). Pour cette raison il est très important de bien connaître ses propriétés mécaniques, thermiques et physico-chimiques dans les conditions de fonctionnement normales ou accidentelles (600K - 2000K). Lors des réactions de fission de l'uranium, des gaz rares tels que le Xe et Kr sont générés. Ces atomes présentent une très faible solubilité dans la matrice combustible et vont donc soit être relâchés, soit former des bulles de gaz (intra ou intergranulaires) au sein de l'UO2. La présenc
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Issaoui, Amal. "Comportement sous irradiation des aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) pour le gainage combustible des réacteurs de 4ème génération." Thesis, Lille 1, 2020. http://www.theses.fr/2020LIL1R008.

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Les conditions extrêmes de fonctionnement envisagées pour le gainage combustible des réacteurs de 4 ème génération (température élevée : 400°C-700°C, et forte dose d’irradiation : jusqu’à 150 déplacements par atome (dpa)) nécessitent de développer de nouveaux matériaux. Les aciers ferritiques/martensitiques renforcés par une dispersion d’oxydes nanométriques (ODS : Oxide Dispersion Strengthened) constituent aujourd’hui l’une des options pour les matériaux de gainage fissile dédié aux forts taux de combustion d’un RNRNa. En effet, ces aciers présentent une bonne résistance au gonflement pour de
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Fras, François. "Étude de la dynamique de spin du trou dans les boîtes quantiques d'InAs/GaAs : pompage optique, relaxation, effets nucléaires." Phd thesis, Université Pierre et Marie Curie - Paris VI, 2011. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00839368.

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Le spin d'un porteur dans une boîte quantique semiconductrice constitue une observable bien protégée des mécanismes de relaxation fonctionnant dans les matériaux massif, et constitue ainsi un candidat prometteur pour devenir un nouveau support de l'information, dans des dispositifs pour l'électronique de spin et le calcul quantique. Dans cette thèse, plusieurs aspects de la dynamique de spin du trou dans les BQs d'InAs sont abordés. La première partie est consacrée à la description microscopique de l'expérience pompe-sonde résolue en polarisation ainsi qu'à l'exposé des mécanismes de polarisat
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Clement, Simon. "Mise en oeuvre expérimentale et analyse vibratoire non-linéaire d'un dispositif à quatre maquettes d'assemblages combustibles sous écoulement axial." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4757/document.

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Cette thèse s'inscrit dans le cadre général de la tenue au séisme des coeurs de réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP). Plus précisément, l'objectif de cette thèse est l'étude expérimentale du couplage entre assemblages combustibles induit par un écoulement d'eau axial. Les phases de conception, réalisation et mise en service d'une nouvelle installation appelée ICARE EXPERIMENTAL sont présentées. ICARE EXPERIMENTAL a été conçue pour observer simultanément les vibrations de quatre maquettes d'assemblages combustibles (2x2) confinées sous écoulement ascendant. Une nouvelle méthode d'analys
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Nkou, Bouala Galy Ingrid. "Premier stade du frittage des dioxydes de lanthanides et d’actinides : une étude in situ par MEBE à haute température." Thesis, Montpellier, 2016. http://www.theses.fr/2016MONTT220/document.

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Le frittage est une étape clé de l’élaboration des pastilles de combustible nucléaire de type UOx et MOx (oxyde mixte (U,Pu)O2) utilisées dans les réacteurs à eau pressurisée. Le premier stade de ce procédé, qui consiste en l’élaboration de ponts entre les grains et conduit à la consolidation des matériaux, est jusqu’à présent principalement abordé par simulation numérique. Les modèles utilisés pour la description théorique de cette étape du frittage sont alors généralement constitués deux grains sphériques en contact. Afin de réaliser les premières observations expérimentales du stade initial
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Le, Hong Thai. "Effets de l’oxygène et de l’hydrogène sur la microstructure et le comportement mécanique d’alliages de zirconium après incursion à haute température." Thesis, Université Paris sciences et lettres, 2020. https://pastel.archives-ouvertes.fr/tel-02887252.

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Lors d’un scénario hypothétique d’accident par perte de réfrigérant primaire, les gaines en alliage de zirconium des crayons combustibles des réacteurs nucléaires à eau pressurisée peuvent être exposées à des températures élevées (jusqu’à 1200°C) et, dans certaines conditions, absorber localement des quantités significatives d’hydrogène (jusqu’à 3000 ppm-mass.) et d’oxygène (jusqu’à 1 %-mass.). Ce travail vise ainsi à étudier les effets isolés et combinés, peu investigués jusqu’à présent, de fortes teneurs en oxygène et en hydrogène sur les évolutions métallurgiques et le comportement mécaniqu
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Bonev, Plamen. "Thermal conductivity of mixed oxide fuel (MOX) : effect of temperature, elementary chemical composition, microstructure and burn-up in reactor." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0367.

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Le combustible à oxyde mixte (MOX) est le combustible nucléaire utilisé dans les réacteurs de quatrième génération, également appelés réacteurs à neutrons rapides (RNR). Ces réacteurs fonctionnent à des températures très élevées (entre 1500 et 2500 K). La conductivité thermique est donc une propriété essentielle pour la sécurité des réacteurs. Dans les conditions de fonctionnement des RNRs, le MOX est non seulement soumis à des températures élevées, mais aussi à des modifications locales de la composition élémentaire chimique et de la microstructure, qui peuvent avoir un impact important sur l
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Matignon, Christophe. "Etude de la détonation de deux mélanges stoechiométriques (CH4/H2/O2/N2 et CH4/C2H6/O2/N2). Influence de la proportion relative des deux combustibles et de la température initiale élevée." Poitiers, 2000. http://www.theses.fr/2000POIT2311.

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Ce travail traite de la detonation de melanges reactifs gazeux a deux combustibles de detonabilite tres differente xh 2 + (1x)ch 4 et xc 2h 6 + (1x)ch 4 stchiometriques dans l'oxygene et dilues avec de l'azote dans des proportions variant de l'oxygene pur a l'air. Les parametres de l'etude sont la proportion relative x des combustibles, la dilution en azote =o 2/n 2, et les conditions initiales de temperature et pression t 0 et p 0. Cette etude s'inscrit dans le cadre general de l'amelioration des conditions de securite des procedes chimiques. Nous avons traite le probleme par la comparaison d
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Schäffler, Isabelle. "Modélisation du comportement elasto-viscoplastique anisotrope des tubes de gaine du crayon combustible entre zéro et quatre cycles de fonctionnement en réacteur à eau pressurisée." Besançon, 1997. http://www.theses.fr/1997BESA2076.

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Le parc nucléaire français fournissant plus de 75% de la production nationale d'électricité, la puissance des REP doit pouvoir être adaptée à la demande du réseau électrique. Par ailleurs, EDF souhaite augmenter la durée de vie des assemblages combustibles. Ces conditions de service provoquent des interactions répétées entre la pastille et la gaine (IPG) du crayon combustible. Nous présentons dans ce mémoire un modèle décrivant le comportement anisotrope viscoplastique de tubes de gaine en Zircaloy-4 détendu irradiés entre 0 et 4 cycles. L'anisotropie est décrite dans la modélisation au moyen
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Gracia, Jérémy. "Étude du comportement du stéarate du zinc en température et sous irradiation - impact sur les propriétés de lubrification." Thesis, Paris, ENSAM, 2017. http://www.theses.fr/2017ENAM0028/document.

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L’élaboration de combustible nucléaire UO2-30%PuO2 pour les nouveaux réacteurs nucléaires de Génération IV repose sur l’utilisation de plutonium issu du recyclage des combustibles MOX (Mélange d’OXydes UO2-PuO2) des réacteurs actuels. Par rapport au Pu initial, ce plutonium présente une proportion d’isotopes fissiles beaucoup plus faible et une quantité plus importante (x30) en 238Pu dont l’activité spécifique alpha et la puissance thermique sont importantes. Le procédé d’élaboration du combustible qui consiste à mettre en forme les poudres d’oxydes par pressage met en jeu un lubrifiant organi
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Truphemus, Thibaut. "Etude des équilibres de phases en fonction de la température dans le système UO2-PuO2-Pu2O3 pour les céramiques nucléaires aux fortes teneurs en plutonium." Thesis, Aix-Marseille, 2013. http://www.theses.fr/2013AIXM4303/document.

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Dans la section UO2-PuO2-Pu2O3, les équilibres de phases décrivent un domaine monophasé (U1-y,Puy)O2-x stable pour y<0,20 à 25°C et jusqu'à l'équilibre solide-liquide. Aux teneurs Pu supérieures, ils sont plus complexes avec l'apparition d'une démixtion et la précipitation de phase(s) additionnelle(s). L'objectif de la thèse a consisté à améliorer la représentation du système pour 0,15≤y≤0,65 et 25≤T(°C)≤1500.A 25°C, une lacune de miscibilité composée de deux phases (U1-y,Puy)O2-X a été observée pour y<0,45, dont l'une est de rapport Oxygène/Métal proche de la stœchiométrie et une autre
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Silbermann, Gwennaelle. "Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau." Thesis, Lyon 1, 2013. http://www.theses.fr/2013LYO10168.

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Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenar
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Silbermann, Gwennaëlle. "Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Etude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau." Phd thesis, Université Claude Bernard - Lyon I, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00954466.

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Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenar
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Rouxel, Baptiste. "Développement d’aciers austénitiques avancés résistant au gonflement sous irradiation." Thesis, Lille 1, 2016. http://www.theses.fr/2016LIL10187/document.

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Dans le cadre des études sur les réacteurs de 4ème génération, le CEA développe de nouvelles nuances d’aciers austénitiques pour le gainage du combustible des réacteurs à neutrons rapides (RNR) à caloporteur sodium. Ces aciers présentent d’excellentes propriétés mécaniques mais leur utilisation peut être limitée du fait de leur gonflement sous irradiation. La formation de cavités est observée dans l’alliage et fragilise le matériau. L’alliage de référence en France est un acier 15Cr/15Ni stabilisé au titane appelé AIM1. Cette étude cherche à comprendre le rôle joué par divers éléments d’alliag
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Ndiaye, Abibatou. "Combustible nucléaire UO2 à microstructures pilotées : compréhension des mécanismes d'élaboration et du comportement mécanique en température." Phd thesis, Université de Grenoble, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00848094.

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Cette étude s'inscrit dans le cadre de l'amélioration des performances du combustible nucléaire utilisé dans les centrales actuelles, élaboré par frittage de poudres d'UO2. Elle vise à relier les caractéristiques de la poudre à la microstructure des frittés, et cette dernière aux propriétés mécaniques à des températures représentatives du fonctionnement des réacteurs. Pour l'étude du frittage, nous avons préparé des poudres d'UO2 aux caractéristiques définies et reproductibles, plus simples que les poudres industrielles, par broyage (désagglomération) ou en utilisant des séquences de traitemen
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Schlutig, Sandrine. "Contribution à l'étude de la pulvérisation et de l'endommagement du dioxyde d'uranium par les ions lourds rapides." Phd thesis, Université de Caen, 2001. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00002110.

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La mise en mouvement des atomes d'un matériau par un ion lourd se traduit dans le volume par la création de traces et à la surface par l'éjection d'atomes vers le vide. Ainsi, afin d'appréhender les mécanismes initiaux de formation des traces, nous nous sommes intéressés à la pulvérisation du dioxyde d'uranium par les ions lourds rapides. L'étude est consacrée à l'influence du pouvoir d'arrêt électronique sur l'émission de particule neutre et plus spécifiquement sur la mesure de leurs distributions angulaires. Ces mesures sont complétées par celles des ions émis d'une cible d'UO2 soumise à un
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Perrin, Lionel. "Étude expérimentale de l’évaporation à haute température de gouttes de combustible en régime de fortes interactions à l'aide de méthodes optiques." Thesis, Université de Lorraine, 2014. http://www.theses.fr/2014LORR0307/document.

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L’étude des transferts de chaleur et de masse lors de l’évaporation de gouttes en mouvement et en interaction est un domaine complexe à cause des nombreux phénomènes en jeu. Les principaux paramètres influençant l’évaporation ont pu être étudiés indépendamment grâce à l’utilisation de diagnostics optiques de mesure non-intrusifs sur un train de gouttes monodisperse. Une technique basée sur la fluorescence induite par laser (LIF) à deux couleurs a été développée afin d’obtenir la température moyenne de gouttes de combustible mono et multicomposant. Afin de supprimer l'effet optique parasite eng
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Vaugoude, Adrien. "Contribution au développement d’aciers austénitiques avancés résistants au gonflement sous irradiation." Thesis, Lille 1, 2019. http://www.theses.fr/2019LIL1R054.

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Dans le cadre des recherches sur les réacteurs de 4ème génération, le CEA développe de nouvelles nuances d’aciers austénitiques qui seront utilisables, par exemple, pour le gainage de combustibles de réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na). Grâce à d’excellentes propriétés mécaniques et une bonne résistance à la corrosion, ils sont utilisables jusqu’à une centaine de dpa, même si leur durée de vie peut être limitée par le phénomène de gonflement sous irradiation. Le gonflement est dû à la formation de cavités dans le matériau suite à l’irradiation et peut provoquer des défor
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Nguyen, Tien Hien. "Channelling investigation of the behaviour of urania under low-energy ion irradiation." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00966967.

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This thesis is dedicated to the investigation of the structural destabilisation of UO2 single crystal. Irradiations with 470-keV Xe, 500-keV Ce and 500-keV La ions (with corresponding ion range of Rp 85 nm and range straggling of Delta Rp _ 40 nm according to SRIM calculation) have been performed to investigate the destabilisation of UO2 single crystals induce by (i) the radiation damage effects due to the nuclear stopping process of a fission fragment at the end of their trajectories (ballistic contribution) and by (ii) the incorporation of a fission product at high concentration (chemical co
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Morati, Nicolas. "Système de détection ultra-sensible et sélectif pour le suivi de la qualité de l'air intérieur et extérieur." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0200.

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Aujourd’hui, l’air est pollué par de nombreuses substances chimiques, difficile à identifier. Plusieurs gaz marqueurs sont caractéristiques de la pollution, comme le monoxyde de carbone (CO), l'ozone (O3) et le dioxyde d'azote (NO2). Les capteurs de gaz à base d’oxyde métallique (MOX) sont des bons candidats pour suivre en temps réel la qualité de l’air. Ils sont largement utilisés dans les dispositifs de détection de gaz portables et à faible coût. Très sensibles, stables et avec une grande durée de vie, les capteurs MOX souffrent d'un manque inhérent de sélectivité, qui peut être comblé en y
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Vautrot, Valentin. "Recherche des mécanismes impliqués dans les dérégulations de l'épissage alternatif à l'origine de la progéria et étude du rôle de l'étape d'épissage dans les changements globaux d'expression des gènes en réaction au choc thermique." Thesis, Université de Lorraine, 2013. http://www.theses.fr/2013LORR0321/document.

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Le syndrome de Hutchinson-Gilford, ou progéria, est une pathologie génétique rare qui se caractérise par des symptômes assimilés à un vieillissement prématuré. Les mutations à l'origine de la progéria affectent le gène LMNA, codant la lamine A, qui joue un rôle majeur dans la formation, la maintenance et la résistance du noyau. Ces mutations activent l'utilisation de sites 5' alternatif ou cryptique d'épissage présents dans l'exon 11 du pré-ARNm LMNA en amont du site normalement utilisé. Nous avons révélé un effet des mutations sur la structure secondaire de l'ARN aux alentours des mutations,
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