Tesis:

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Beloeil, Laurent. "Etude d'un accident de criticité mettant en présence des crayons combustibles et de l'eau hors réacteur de puissance". Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11017.

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Resumen

Il est possible d'imaginer de nombreuses situations accidentelles, certes hautement improbables, ou des crayons combustibles seraient mis au contact d'eau dans des conditions proches des valeurs atmospheriques. Ce travail est consacre a la modelisation et la simulation des premiers instants de l'excursion de puissance qui peut resulter de telles configurations. Nous montrons que, pour les accidents les plus severes, l'effet de vide est une contre-reaction preponderante. La formation d'un film de vapeur a la paroi des crayons est ensuite mise en evidence et confirmee a l'aide d'experiences de chauffage electrique transitoire. Puis, nous proposons une modelisation de l'ecoulement vapeur/liquide permettant de traduire l'evolution du taux de vide. La lame de vapeur est traitee comme un milieu compressible. Les bilans de conservation y sont resolus sur un maillage mobile et selon un schema bidimensionnel et des conditions aux limites qui tiennent compte des phenomenes interfaciaux et des possibilites de fuite axiale. Les mouvements du liquide sont traduits par une equation integrale instationnaire dans laquelle est introduit un terme de dissipation adaptee a la geometrie particuliere de l'ecoulement. La penetration de l'energie a travers le liquide est egalement calculee. Les modules aerodynamiques et hydrodynamiques couples donnent alors des resultats en tres bon accord avec les experiences. Les phenomenes neutroniques, leurs contre-reactions, mais aussi la repartition de puissance a travers le crayon sont ensuite traduits numeriquement. Pour chaque module developpe, des tests de validation sont presentes. Les premieres secondes de l'accident de criticite dans son ensemble peuvent alors etre simulees. Meme si l'outil de calcul obtenu n'est qu'un moyen d'etude pour une premiere approche du probleme pose, les simulations realisees se revelent coherentes avec les elements rapportes sur les accidents connus a ce jour.

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Robbe, Marie-France. "Modélisation en dynamique rapide d'accidents dans le circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée". Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2003. http://www.theses.fr/2003ECAP0929.

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Resumen

Deux types d'accidents, pouvant se produire dans le circuit primaire d'un Réacteur nucléaire à Eau Pressurisée (REP) et impliquant des phénomènes de dynamique rapide, sont analysés. L'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) est l'accident de dimensionnement des REP actuels. Il s'agit d'une brèche de grande dimension sur une tuyauterie du circuit primaire. Une onde de décompression se propage à travers le circuit. Les différences de pression entre les différents volumes du réacteur induisent des efforts mécaniques importants sur les structures de la cuve et peuvent détériorer le cœur du réacteur. Le circuit primaire commence à se vider dès l'ouverture de la brèche. La pression décroît brutalement, entraînant une vaporisation massive. Deux simulations thermo-hydrauliques de la phase de décompression d'un APRP avec le code de calcul Europlexus sont présentées. Le circuit primaire est décrit par un modèle filaire, incluant les perturbations hydrauliques du circuit. Les principales différences entre les deux calculs concernent le type de réacteur, la localisation et le modèle de la brèche, et l'initialisation du calcul accidentel. L'explosion de vapeur est un accident hypothétique grave pouvant se produire à la suite de la fusion du cœur du réacteur. La partie fondue du cœur (dénommée corium) tombe dans le fond de la cuve. L'interaction du corium chaud avec l'eau froide restant au fond de la cuve induit une vaporisation massive et brutale de l'eau. Une onde de choc se propage dans la cuve, ce qui peut endommager sérieusement les structures avoisinantes ou percer localement la cuve. Cette thèse présente une synthèse d'études paramétriques d'une explosion dans le fond de cuve d'un REP avec le code Europlexus, le chaînage du code de thermo-hydraulique Mc3d dédié à la phase de prémélange avec le code Europlexus permettant le calcul de l'explosion, et un benchmark entre les codes Cigalon et Europlexus sur la maquette Vulcano.

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Zabiégo, Magali. "Rayonnement d'un bain de corium dans un milieu chargé en aérosols issus de l'interaction corium/béton". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11002.

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Resumen

Le cas hypothetique de la perte de refrigerant primaire dans un reacteur a eau pressurisee (rep) peut entrainer, en cas de non intervention, le denoyage du cur du reacteur, sa montee en temperature, la fonte des crayons combustibles et des structures qui les maintiennent. On peut alors aboutir a la degradation complete du cur et au percement de la cuve par les debris fondus (le corium). Le corium a haute temperature (2000 a 3000 k) peut ainsi couler sur le radier en beton du reacteur et l'eroder rapidement, comme l'ont montre plusieurs programmes experimentaux. De cette interaction, on a observe, entre autre, le degagement d'un epais nuage d'aerosols et d'importants flux de chaleur. L'effet de ces aerosols sur la propagation du flux de chaleur emis par le bain de corium a ete mis en evidence au cours de ce travail. Nous avons ecrit un modele numerique de transfert radiatif dans un milieu capable d'absorber, de diffuser et d'emettre de l'energie. Des resultats experimentaux puises dans la litterature nous ont permis de degager des elements de validation de ce modele et de montrer clairement l'effet d'ecran lie aux aerosols. A partir de ce modele, nous avons ensuite etabli des correlations relatives a des essais particuliers (essais l1, l2, l4 et l7 du programme advanced containment experiment). Ces correlations donnent l'extinction moyenne due aux aerosols en fonction de la concentration moyenne en aerosols dans le milieu. Elles sont destinees a etre ajoutees aux logiciels d'analyse de l'interaction corium/beton lesquels, en majorite, ne tiennent pas compte de la presence des aerosols et surestiment les pertes radiatives vers le haut de l'enceinte. Nous avons applique l'une de ces correlations a l'essai l7 a l'aide du logiciel corcon-uw. Nous avons ainsi montre que la prise en compte des aerosols rapproche significativement nos calculs des resultats experimentaux et nous permet d'observer le blocage de l'energie thermique pres du bain et l'elevation de la temperature du corium qui en resulte

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Denier, Caroline. "Détermination et modélisation de propriétés thermophysiques du corium pour des applications accidents graves". Electronic Thesis or Diss., Orléans, 2023. https://theses.univ-orleans.fr/prive/accesESR/2023ORLE1073_va.pdf.

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Resumen

Cette thèse porte sur la détermination et la modélisation de propriétés thermophysiques (masse volumique, viscosité et, tension de surface) de mélanges corium U-Zr-Fe-O représentatifs des conditions accidents graves en cuve, à des températures supérieures à 2000 °C. Pour cela, deux méthodes expérimentales sont employées de manière complémentaire : la lévitation aérodynamique (au CEMHTI, CNRS Orléans) et la pression maximale de bulle (au CEA Cadarache). Des mesures inédites de ces propriétés thermophysiques sont obtenues sur plusieurs compositions de corium en cuve U-Zr-O, avec différents degrés d'oxydation du zirconium, et ses composants (Fe et système Zr-O), avec une estimation des incertitudes de mesure, à la fois de chaque propriété mais aussi de la température. Suite aux essais, les compositions sont analysées par MEB-EDS, ce qui permet d'augmenter la fiabilité des données mesurées. En complément, une démarche de modélisation de la tension de surface par approche thermodynamique est initiée et sa faisabilité démontrée
This thesis deals with the determination and modelling thermophysical properties (density, viscosity and surface tension) of corium mix U-Zr-Fe-O representative of severe accident conditions inside the nuclear reactor vessel, at temperatures above 2000 °C. For such needs, two complementary experimental devices are used: aerodynamic levitation (at CEMHTI, CNRS Orléans) and maximum bubble pressure (at CEA Cadarache). Original measurement of those thermophysical properties are obtained on several in-vessel corium compositions (U-Zr-O) with various degree of zirconium oxidation, and separately on its components (Fe and Zr-O system). The uncertainties, both on measurement of the properties themselves and on temperature are assessed. Following the tests, sample compositions are analysed by SEM-EDS, thereby increasing the reliability of the measured data. In addition, a thermodynamic approach to surface tension modelling has been initiated and its feasibility demonstrated

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Rubiolo, Pablo. "Modélisation du transfert thermique dans un milieu poreux : application aux réacteurs nucléaires en situation accidentelle". Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11055.

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Resumen

Une méthode pour calculer les coefficients des équations macroscopiques de bilan d'énergie d'un milieu poreux a été proposée dans ce travail. Le modèle tient compte des échanges d'énergie par rayonnement, conduction et convection. Cette méthode est développée afin de modéliser le comportement thermique d'un cœur d'un réacteur à eau pressurisée (REP) lors d'un accident grave. Notre approche considère le cœur d'un REP comme un milieu poreux absorbant, émetteur et de grande épaisseur optique, composé par une phase solide et par une phase fluide. La phase solide est constituée par des particules opaques à surfaces diffuses et grises, ayant une taille beaucoup plus grande que la longueur d'onde du rayonnement. La phase fluide, qui remplit les pores, est un milieu semi-transparent composé par un gaz transparent (l'hydrogène dans notre application) et un gaz semi-transparent (la vapeur d'eau) dont les propriétés optiques sont approchées à partir d'un modèle de bandes noires. Notre modèle a plusieurs avantages par rapport aux approches classiques en ce qui concerne la modélisation des échanges radiatifs. Tout d'abord il s'agit d'un modèle tridimensionnel simple à implémenter et ensuite il prend en compte : les effets des variations de température à la surface des particules, l'interaction entre le transfert par rayonnement et par conduction, la présence de la vapeur d'eau et le saut de température existant aux frontières du système. Le modèle a été évalué pour des arrangements de sphères ou de cylindres. Les résultats obtenus à partir de notre modèle ont été comparés d'une part, à des résultats de simulation numériques (méthodes des éléments finis) et d'autre part, à des expériences. Cette comparaison a montré que notre modèle semble bien prédire les résultats expérimentaux ainsi que les simulations par éléments finis et ce, pour une gamme de porosités, d'émissivités et de conductivités plus grande que dans les autres approches.

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Delicat, Yathis Giovanni. "Etude de la réactivité de l’iode transporté dans un mélange H2/H2O en conditions de combustion dans des flammes basse pression pré-mélangées". Thesis, Lille 1, 2012. http://www.theses.fr/2012LIL10049.

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Resumen

En cas accident grave dans un réacteur à eau pressurisée (REP), des Produits de Fission sont susceptibles d’être rejetés dans l’enceinte de confinement. Le manque de données expérimentales validées sur la chimie de l’iode dans ce type de conditions constitue un frein au développement de codes de calculs prédictifs. Pour remédier à ces lacunes, un réacteur expérimental de type brûleur à flamme plate a été développé afin d’établir une base de données expérimentales caractéristiques du système {I,O,H} via l’étude de flammes H2/H2O/O2/Ar enrichies en iode (HI). Les profils d’évolution de la température et d’espèces chimiques (HI, H2O, OH) présentes dans le milieu réactionnel ont été mesurés par différentes méthodes analytiques appropriées (IRTF, FIL, absorption laser). Des essais complémentaires ont été réalisés sur un réacteur à écoulement permettant l’injection d’iode moléculaire dans un flux d’hydrogène ou de vapeur d’eau dans des conditions de température représentatives. Les espèces iodées gazeuses formées ont été quantifiées par ICP-MS et par spectrométrie UV-Visible. La base de données expérimentale établie a servi de base pour le développement d’un mécanisme cinétique détaillé capable de rendre compte de la chimie de l’iode dans des conditions représentatives d’une situation accidentelle. La modélisation cinétique a été réalisée à l’aide du code PREMIX pour les essais en condition de flamme et avec le code SOPHAEROS pour les essais sur réacteur. La comparaison expérience-modélisation a permis de valider le mécanisme et une analyse des voies réactionnelles a également permis de mettre en évidence les réactions prépondérantes impliquées dans la chimie de l’iode
To assess kinetics aspects of iodine chemistry in an environment of a severe accident in a Pressurized Water Reactor (PWR), at the laboratory scale, an experimental reactor named “flat flame burner” has been implemented. Low pressure flames of H2/O2/Ar premixed gas seeded with known amounts of iodhydric acid and steam were studied. The quantification of chemical species (HI, H2O, OH) in such environment was obtained by specific analytical techniques (Fourier Transform InfraRed absorption spectrometry, FTIR and Laser Induced Fluorescence, LIF), the evolution of the temperature was determined by LIF and by thermocouple measurements. Further assays were performed in a flow reactor in which gaseous molecular iodine was injected and transported in a stream or hydrogen flow and a strong temperature gradient, representative of the primary circuit in the case of a severe accident. The resulting gaseous species (I2 and HI) were quantified by ICP-MS and UV-Visible spectrometry. This experimental database has been used as a support to develop a detailed kinetic mechanism for the {I, O, H} system. It is composed of 37 reversible reactions involving 5 iodinated species. The thermokinetic parameter database has been actualized by using theoretical chemistry tools and also completed with data found in the literature. Modelling was performed by using the PREMIX code for flame assays, and with the in IRSN’s severe accident simulation code ASTEC/SOPHAREOS code for flow reactor assays. The comparison between experiment and modelling shows that this detailed mechanism is able to reproduce the iodine chemistry in conditions representative of a PWR severe accident

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Bouloré, Antoine. "Etude et modélisation de la densification en pile des oxydes nucléaires UO2 et MOX". Grenoble INPG, 2001. http://www.theses.fr/2001INPG4203.

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Resumen

Durant l'irradiation en réacteurs à eau sous pression du combustible nucléaire UO2 ou (U, Pu)O2, plusieurs phénomènes physiques interviennent. L'un d'eux consiste en la disparition d'une partie de la porosité initiale sous l'effet de l'irradiation, cette densification pouvant atteindre jusqu'à 2,5%. D'après la littérature, l'amplitude de ce phénomène ainsi que sa cinétique, sont fortement liés à la microstructure initiale du combustible. C'est pourquoi des méthodes de caractérisation de la microstructure ont été développées à l'aide d'outils d'analyse d'images. Ces méthodes ont pour objectif de rendre les résultats obtenus sur différents types de combustibles comparables. Ces analyses ont permis entre autres de déterminer l'influence du taux de fission local et de la température sur le phénomène de densification. De plus, sous irradiation, on note une disparition importante de la porosité de diamètre inférieur à 3 µm. A l'aide de ces données, deux types de modélisation ont été mis en place. La première est semi-empirique, c'est-à-dire qu'elle s'appuie sur des résultats expérimentaux et n'a aucune valeur prédictive. En effet, l'amplitude maximale de densification doit être ajustée pour chaque type de combustible par une constante multiplicative impossible à déterminer a priori. Mais elle a été appliquée avec succès au recalcul d'une expérience de densification en pile menée dans le réacteur expérimental de Halden (Norvège). Le second modèle est mécaniste, c'est-à-dire basé sur l'écriture mathématique des phénomènes physiques intervenant dans le combustible sous l'effet de l'irradiation, dont les principaux sont l'interaction entre un fragment de fission et une porosité, et la création de paires de Frenkel sous l'effet du ralentissement des produits de fission. Ce modèle calcule les évolutions de populations de pores et a été appliqué avec succès sur un crayon caractérisé avant et après irradiation
Amongst the many phenomena which take place in the course of the irradiation of UO2 or (U, Pu)O2 nuclear fuels, one of them involves the elimination of a fraction of the as-fabricated porosity. In-pile densification or sintering can reach 2. 5%, i. E. Approximately half the initial volume of pores is likely to disappear. Our literature survey indicates that the amplitude and kinetics of the phenomenon are both heavily dependent on the initial fuel microstructure. Micro-structural characterisation techniques of oxide fuels have therefore been developed in conjunction with quantitative image analysis methods. The ensuing methodology enables a quantitative comparison of micro-structural features in different fuels and has been applied to ascertaining the influence of the local fission rate and temperature on in-pile densification. It is thus revealed that in-pile operation eliminates a significant fraction of pores smaller than 3 microns in diameter. The experimental data generated has been used to set up a semi-empirical and a mechanistic model. The former is based on experimental results and is not essentially predictive. The inability of this model to predict the in-pile densification of oxide fuels is illustrated by the fact that the maximum fraction of pores that disappears is proportional to an empirical function of fission rate, and temperature. The proportionality factor appears to be difficult to correlate quantitatively to any given micro-structural feature. The model has however been applied to the interpretation of an in-pile densification experiment carried out in the Halden reactor (Norway). The latter model is mechanistic, i. E. It is based on the solution to a set of equations that describe the coupled temperature and radiation induced phenomena which occur in-pile. These can broadly be broken down into three categories : the fission fragment-pore interaction, the creation of point defects as the fission fragments slow down, and the diffusion of these point defects to sinks. The model calculates the evolution of the pore size distribution and has successfully been applied to modelling the in-pile densification behaviour of a fuel pellet characterised before and after irradiation

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Blanc, Hervé-Valéry. "Détection des collisions dans le cadre de la planification 3D du remplacement d'un générateur de vapeur". Aix-Marseille 3, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX30086.

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Resumen

L'objet de cette etude est la conception et la realisation d'un systeme informatise interactif original d'aide a la planification du remplacement des generateurs de vapeur, dans le cadre de la maintenance nucleaire. Le but est d'obtenir un outil complet et ergonomique de simulation 3d dote d'un module de detection des collisions dans l'espace. Nous decrivons tout d'abord les techniques de rendu actuellement utilisees en synthese d'image afin de retenir parmi elles celles qui sont les mieux adaptees a notre probleme. Puis nous presentons les techniques de modelisation 3d pour expliquer le choix d'un modele de type ecsg, et des librairies graphiques open gl et open inventor pour notre application. De meme, les differentes methodes de detection des collisions sont rappelees et nous proposons un algorithme rapide base sur un decoupage recursif de l'espace en volumes englobants orientes, et sur un test rapide de l'interpenetration de ces volumes. Enfin, nous decrivons l'application complete developpee pour edf. Cette application a comme originalite, outre l'utilisation des librairies graphiques et des outils 3d les plus recents, l'integration d'un module de detection des collisions efficace et precis. Ce logiciel est dote d'une interface graphique ergonomique et permet la visualisation interactive d'une scene 3d, la manipulation rapide des objets 3d, ainsi que diverses mesures d'angles et de distances dans cette scene.

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Viot, Louis. "Couplage et synchronisation de modèles dans un code scénario d’accidents graves dans les réacteurs nucléaires". Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLN033/document.

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Resumen

La thèse s'inscrit dans le contexte des accidents graves dans les réacteurs nucléaires qui sont étudiés au laboratoire de physique et modélisation des accidents graves (LPMA) du CEA de Cadarache. Un accident grave survient lors de la perte du caloporteur au niveau du circuit primaire ce qui provoque une dégradation du combustible et la création d'un bain de corium. Celui-ci va ensuite se propager en cuve et fortement endommager les structures du réacteur. Pour la sûreté nucléaire, il est donc nécessaire de pouvoir prévoir la propagation de ce corium, d'où la création en 2013 de la plateforme PROCOR (Java) permettant aux travers d'applications industrielles de simuler cette propagation. Ces applications sont un ensemble de modèles physiques, couplés sur une macro boucle en temps, ayant chacun un ensemble d'équations algébriques et différentielles qui sont résolues en interne des modèles. Les modèles de la plateforme sont généralement des modèles OD dont la discrétisation spatiale est remplacée par des corrélations généralement issues de l'expérience. Chaque modèle a aussi un ensemble d'états et de règles de transition, et un changement d'état peut alors survenir à l'intérieur de la macro boucle en temps. Au début de la thèse, le couplage était simplement un chaînage des modèles sur la macro boucle en temps : chaque modèle est résolu l'un après l'autre, l'ordre étant défini par le créateur de l'application, et les modèles sont synchronisés à la fin de cette boucle. Les résultats des applications industrielles de la plateforme en modifiant simplement le pas de temps de la macro boucle en temps montrent une forte dépendance du schéma avec ce pas de temps. On a par exemple 10 % d'écart sur les flux imposés sur la cuve du réacteur en passant d'un pas de temps de 100 s à 50 s, ce qui a un fort impact sur les résultats de sûreté nucléaire
This thesis focuses on solving coupled problems of models of interest for the simulation of severe accidents in nuclear reactors~: these coarse-grained models allow for fast calculations for statistical analysis used for risk assessment and solutions of large problems when considering the whole severe accident scenario. However, this modeling approach has several numerical flaws. Besides, in this industrial context, computational efficiency is of great importance leading to various numerical constraints. The objective of this research is to analyze the applicability of explicit coupling strategies to solve such coupled problems and to design implicit coupling schemes allowing stable and accurate computations. The proposed schemes are theoretically analyzed and tested within CEA's procor{} platform on a problem of heat conduction solved with coupled lumped parameter models and coupled 1D models. Numerical results are discussed and allow us to emphasize the benefits of using the designed coupling schemes instead of the usual explicit coupling schemes

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Castonguay, Ève-Marie. "Modélisation de la survie relative : application aux accidents vasculaires cérébraux". Thesis, Université Laval, 2004. http://www.theses.ulaval.ca/2004/22275/22275.pdf.

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Resumen

La survie relative est d´efinie comme le rapport entre la survie observée dans un groupe de sujets atteints d’une certaine maladie et la survie attendue pour un groupe comparable de la population générale, formé de sujets non atteints de la maladie. L’objectif de ce mémoire est de comparer différentes méthodes d’estimation de la survie relative. Un survol des principales méthodes de calcul de la survie observée et de la survie attendue est d’abord proposé. Vient ensuite une comparaison mathématique de plusieurs approches de modélisation de la survie relative, toutes basées sur la maximisation de la vraisemblance. Enfin, une comparaison pratique des approches de modélisation est suggérée. Celle-ci est basée sur les données d’une étude de type populationnel sur les accidents vasculaires cérébraux.

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Sarrot-Reynauld, Françoise. "Influence de la comorbidité sur le pronostic des accidents vasculaires cérébraux : de l'intuition à la modélisation". Université Joseph Fourier (Grenoble), 1999. http://www.theses.fr/1999GRE19011.

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Jaskulski, Jean-Yves. "Contribution à la définition d'outils d'aide à la modélisation : application au choc latéral de véhicule automobiles". Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2001. http://www.theses.fr/2001ECAP0673.

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L’objectif de cette étude concerne la mise au point, par retour d’expérience, d’une méthodologie d’identification des données de calcul lors de la phase de préconception d’éléments de sécurité pour l’intérieur d’une automobile. Le support retenu pour la définition de la méthodologie est la modélisation du choc latéral (modélisation multi-corps). Après avoir identifié la problématique et son environnement, nous présentons une synthèse bibliographique concernant le thème du choc latéral qui aborde les principales notions permettant d’étudier ce phénomène. Nous introduisons ensuite le processus de modélisation mis en place au sein de la société FAURECIA en phase de préconception de composants de sécurité automobile. Nous en décrivons et illustrons les différentes phases. Ensuite, nous centrons notre travail sur le recalage de modèles numériques. Ainsi, après avoir illustré au travers d’un exemple les principes du recalage manuel généralement employée, nous introduisons une approche de recalage numérique basée sur l’emploi de méthodes d’optimisation et qui permet d’automatiser cette tâche. Par la suite, nous décrivons les critères fonctionnels que nous proposons et qui permettent de construire la fonction objectif du problème. Cette approche fonctionnelle du recalage fournit à l’utilisateur un moyen d’introduire dans la fonction objectif ses attentes en matière de corrélation. Afin d’identifier une méthode d’optimisation permettant de résoudre le problème ainsi défini, nous caractérisons le comportement de différentes méthode sur un cas type. Cette caractérisation nous conduit sélectionner la méthode de recherche tabou qui présente le meilleur rapport coût / qualité de solution. La validation de l’approche est réalisée sur trois modèles représentant des configurations de chocs différentes et dont les complexités sont différentes.

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Choukri, Karim. "Un formalisme pour les tests statistiques de conformité de modèles pour des séries chronologiques : application à la détection de changements de modèles". Ecole Nationale Supérieure des Télécommunications(Paris), 1994. http://www.theses.fr/1994ENST0027.

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L'analyse des séries chronologiques et l'identification des systèmes nécessitent la détermination d'un modèle paramétrique d'inférence. Ce choix est donc d'une importance cruciale. Une structure de modèles inappropriée (ou sur paramétrisée) peut conduire a une complexité de calcul non nécessaire pour l'estimation de ses paramètres. A l'opposé, une structure de modèles sous-paramètrisée peut produire des résultats non significatifs. Le but principal de notre travail, est d'élaborer une méthodologie statistique générale qui puisse être utilisée pour la validation de structures de modèles les plus appropriées possibles (selon un certain sens statistique). La classe de tests développés, repose sur la construction de statistiques du minimum de Chideux, tenant compte des déviations entre les moyennes ergodiques de certaines transformations non linéaires du processus et de leur moyennes d'ensemble. Les distributions asymptotiques exactes de ces tests sont calculées sous l'hypothèse de base ho (modèle valide) et sous des hypothèses alternatives locales et globales. Pour illustrer la flexibilité de ces procédures générales, des versions explicites de ces tests sont construites, calibrées et appliquées sur des données réelles afin d'y détecter d'éventuels changements brusques de modèle. Finalement, nous présentons des résultats de simulation pour mettre en avant les performances des procédures de test ici développées

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Oudinet, Ghislain. "Analyse d'images et modélisation 2D/3D de la microstructure du combustible MOX". Saint-Etienne, 2003. http://www.theses.fr/2003STET4011.

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La microstructure du combustible nucléaire MOX, élaboré à partir de UO2 et de PuO2, détermine son comportement en réacteur. Le CEA et la COGEMA portent un intérêt grandissant à sa caractérisation par imagerie, objet du présent travail. Les algorithmes de segmentation qui sont développés ici s'appuient sur des images issues d'une microsonde et d'un MEB, pour analyser la répartition du plutonium et des porosités dans les pastilles de combustible. Ils sont novateurs, automatisés et assez robustes pour être utilisés sur un faible nombre de données. Ils ont été testés avec succès sur différents combustibles, avant et après irradiation. Des informations tridimensionnelles ont été calculées à l'aide d'un algorithme génétique. Les distributions en taille d'objet 3D obtenues ont permis de modéliser en volume différents combustibles industriels et de recherche. La reconstruction 3D est fiable et stable, et ouvre de nombreuses perspectives, dont l'étude du comportement sous irradiation du MOX
The microstructure of the MOX fuel, made with UO2 and PuO2, determines his " in pile " behavior. The french companies CEA and COGEMA are highly interested in its description by image analysis, which is the object of the present work. The segmentation algorithms described here use pictures issued from a microprobe and a SEM, to analyse the plutonium and porosity distribution in the fuel pellets. They are innovating, automated and robust enough to be used with a small data set. They have been successfully tested on different fuels, before and after irradation. Three-dimensional informations have been computed with a genetic algorithm. The obtained 3D object size distributions allowed the modeling of many different industrial and research fuels. 3D reconstruction is accurate and stable, and provides a basis for different studies among which the study of the MOX fuel " in pile " behavior

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Sigrist, Jean-François. "Modélisation et simulation numérique d'un problème couplé fluide/structure non linéaire : application au dimensionnement de structures nucléaires de propulsion navale". Nantes, 2004. http://www.theses.fr/2004NANT2088.

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Nous nous intéressons dans cette thèse à la modélisation et la simulation numérique d'un problème couplé fluide/structure non linéaire avec surface libre fluide. Nous définissons un cas générique d'étude pour lequel nous formulons un problème linéaire (problème aux valeurs propres du système couplé) et un problème non linéaire (problème d'évolution du système couplé, initialement au repos et soumis à une excitation dynamique). Le problème non linéaire est formulé en pression/déplacement avec les équations de la dynamique linéaire pour la structure et l'équation de Laplace pour le fluide. La résolution du problème aux valeurs propres est conduite avec une méthode de couplage fort éléments finis (structure) et éléments finis/équation intégrale (fluide). Les formulations du problème modal couplé sont écrites dans avec prise en compte ou non des modes de ballottement du fluide. Le problème aux valeurs propres ainsi obtenu est non symétrique : il est résolu avec l'algorithme de Lanczos non symétrique. Le problème non linéaire est formulé en pression-vitesse/déplacement avec les équations de la dynamique non linéaire pour la structure et les équations de Stokes pour le fluide. La résolution du problème d'évolution utilise une méthode de couplage faible. Le problème fluide est résolu avec une technique volumes finis, avec une représentation en maillage mobile, un algorithme temporel découplé en pression/vitesse et une méthode de capture d'interface pour la simulation de la surface libre. Le problème structure est résolu avec une technique éléments finis, un algorithme temporel mixte implicite/explicite. Le couplage des deux problèmes est détaillé pour les aspects de couplage en espace (gestion d'incompatibilité de maillage, projection des efforts et des déplacements, algorithme de remaillage du problème fluide) et en temps (approche explicite, gestion des oscillations numériques). Un travail de validation du code de calcul CFD utilisé pour l'étude est proposé en comparant les résultats de calcul pour deux problèmes fluides élémentaires avec les solutions analytiques correspondantes. Ce travail conduit à la définition d'un benchmark général de validation d'un code de calcul CFD. Une étude numérique est ensuite conduite et permet de mettre en évidence la physique des interactions fluide/structure sur ce cas d'étude (masse ajoutée, masse déplacée, couplage de modes, effets des non linéarités structure). Une application des techniques de calcul éléments finis/éléments finis à l'analyse modale de l'ensemble panier/cuve d'un réacteur nucléaire de propulsion navale permet de montrer l'importance des interactions fluide/structure dans le cas industriel.

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Thierry, François. "Altération des verres nucléaires de type "R7T7" : démarche statistique, validation expérimentale, modèle local d'évolution". Montpellier 2, 2003. http://www.theses.fr/2003MON20011.

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Luche, Jöelle. "Le Terme source hydrogène en cuve, lors d'un scénario accidentel d'un réacteur à eau sous pression. Contribution à l'évaluation de l'outil de calcul MAAP4". Aix-Marseille 1, 1997. http://www.theses.fr/1997AIX11051.

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Depuis l'accident de tmi-2, les programmes de recherche et developpement dans le domaine de la surete nucleaire ont pris une importance considerable. Ces programmes comprennent d'une part des etudes experimentales visant a accroitre les connaissances sur la phenomenologie de differents scenarios accidentels, et d'autre part le developpement de logiciels de simulation de ces scenarios visant a transposer les resultats experimentaux a l'echelle du reacteur. Le principal objectif est de minimiser le risque de contamination de l'atmosphere, par rupture de la derniere barriere de protection, c'est a dire l'enceinte de confinement. Le risque hydrogene est considere comme l'un des principaux risques susceptibles de conduire a la rupture de la derniere barriere. En effet, lors d'un scenario accidentel, apres decouvrement du coeur, en presence de vapeur et a temperature elevee, la reaction d'oxydation des differents materiaux dans la cuve peut conduire a un degagement important d'hydrogene et de chaleur. Afin de pouvoir concevoir des recombineurs (ou igniteurs) suffisants pour eviter une surpression de l'enceinte et des risques d'explosion mais non sur dimensionnes, il est necessaire de connaitre la cinetique d'oxydation et la quantite totale d'hydrogene susceptible d'etre produite. Le logiciel integre maap4 est l'un des outils de calcul contribuant a l'estimation de ces deux parametres. Le travail de these presente ici a eu pour objectif une evaluation de la validite des modeles de production d'hydrogene en cuve de ce logiciel. Une partie des travaux a ete consacree a l'etude des phases de decouvrement, fusion et degradation, et une deuxieme partie a l'etude de la phase de renoyage. Tout d'abord, une analyse critique des modeles du logiciel maap4 a ete realisee en s'appuyant a la fois sur les connaissances experimentales ainsi que sur les modeles simplifies et mecanistes existants. Ces analyses critiques ont ete completees par une qualification du logiciel maap4 sur l'essai cora. 13 effectue hors-pile sur une grappe de crayons rep. Le calcul de reference mettant en evidence des ecarts non negligeables sur les temperatures de la grappe et du boitier par rapport a l'essai, des ameliorations ont alors ete apportees a la representation. Ces travaux ont conduit d'une part a une meilleure connaissance de la validite de l'evaluation du terme source hydrogene par le logiciel maap4, et d'autre part a des propositions d'amelioration de modeles du logiciel, susceptibles d'influer sur le calcul du degagement d'hydrogene tels : les modeles de renoyage, de fragilisation des gaines combustibles lors d'une trempe, et de representation du phenomene de retention des materiaux par les grilles de maintien.

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Guillon, Damien. "Étude des mécanismes d'absorption d'énergie lors de l'écrasement progressif de structures composites à base de fibre de carbone". Toulouse, ISAE, 2008. http://www.theses.fr/2008ESAE0011.

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La maîtrise du comportement en cas de crash des structures en matériaux composites est une des difficultés qui accompagnent le développement industriel de ces structures. Le composite peut absorber de grandes quantités d'énergie si la structure s'écrase progressivement. Cette thèse vise à améliorer la compréhension des mécanismes de ruine mis en jeu dans ces fronts d’écrasements progressifs. Un montage expérimental innovant a été conçu. Il permet l'écrasement homogène, visualisé en direct, de plaques stratifiées. Une campagne expérimentale a permis d'obtenir une variété intéressante de mode de ruine. L'initiation, la stabilisation et les mécanismes d'absorption d'énergie dans les fronts d'écrasement sont analysés. Les relations entre chaque mode de ruine et l'influence des paramètres matériaux et expérimentaux sont expliquées. Une classification synthétique des modes de ruine est exposée. La modélisation numérique d'un front à l'échelle mésoscopique est proposée. Certains modes de ruine sont reproduits avec précision. Les mécanismes de ruine sont clairement identifiables et la contribution de chacun à l'absorption d'énergie est quantifiée.

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Techer, Isabelle. "Apports des analogues naturels vitreux à la validation des codes de prédiction du comportement à long terme des verres nucléaires". Montpellier 2, 1999. http://www.theses.fr/1999MON20101.

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Ce travail a pour objectif d'evaluer l'analogie de comportement vis-a-vis de l'alteration dans l'eau et dans un environnement argileux humide, des verres volcaniques aluminosilicates et des verres d'interet nucleaire de type alumino-borosilicates. Le verre basaltique s'altere initialement dans l'eau par des processus d'hydrolyses ayant une energie d'activation de l'ordre de 73 kj/mole. Lorsque le progres de la reaction augmente, la vitesse d'alteration chute de plus de 4 ordres de grandeur par rapport a la vitesse initiale, v 0. La cinetique d'alteration n'est pas gouvernee par la seule chimie de la solution alterante. La pellicule d'alteration du verre semble jouer un role majeur de barriere diffusionnelle limitant le transfert des especes reactantes et produites. Tous ces elements soulignent l'analogie de comportement dans l'eau des verres basaltiques et des verres borosilicates nucleaires. Par opposition, la reaction d'alteration des verres volcaniques de type obsidienne met en jeu d'autres mecanismes d'alteration que ceux impliques lors de la dissolution du verre borosilicate. L'alteration d'un verre basaltique en presence d'un materiau d'environnement argileux est egalement examinee, au travers de l'etude du systeme naturel verre basaltique + pelite argileuse au salagou. Ce travail, couplant des donnees mineralogiques, chimiques et isotopiques permet de discuter des interactions entre un verre basaltique et la pelite argileuse. Les donnees de lixiviation en laboratoire des verres basaltiques ainsi que celles de l'alteration du verre du salagou en milieu naturel, ont ete modelisees a l'aide d'un code couplant dans une loi cinetique, le transfert diffusif de la silice dissoute et une loi d'affinite reactionnelle.

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Chevrier, Raphaël. "Moment quadripolaire de l’état isomère 7/2-1 du 43S : Etude modèle en couches des isotopes de soufre autour de N=28". Caen, 2013. http://www.theses.fr/2013CAEN2014.

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Le but de ce travail consiste à apporter une preuve supplémentaire des coexistences de formes attendues dans les noyaux riches en neutrons autour de la fermeture de couche N=28. Pour le 43S, de récentes données expérimentales et leur interprétation dans le cadre du modèle en couches ont permis de prédire la coexistence entre un état fondamental Jπ=3/2-1 déformé prolate et un état isomère 7/2-1 plutôt sphérique. Nous présentons la mesure du moment quadripolaire spectroscopique Qs de l’état isomère Jπ=7/2-1 [E*=320. 5(5) keV, T1/2=415(3) ns] du 43S. La méthode TDPAD a été appliquée sur des noyaux de 43S produits par la fragmentation d’un faisceau de 48Ca de 345 A. MeV, puis sélectionnés en vol par le spectromètre BigRIPS à RIKEN (Japon). La valeur mesurée, |Qs|=23(3) efm2, est en remarquable accord avec celle calculée dans le cadre du modèle en couches mais significativement supérieure à celle attendue dans le cas d’un état à particule individuelle. Afin de comprendre la nature des corrélations responsables de l’éloignement de l’état isomère du cas purement sphérique, nous reportons les résultats d’une étude de modèle en couches utilisant l’interaction moderne SDPF-U des isotopes de soufre voisins 42,44,46S. Ces calculs ont permis d’identifier un léger degré de liberté triaxial dans la structure de ces noyaux, bien que ce dernier soit largement atténué à N=28 dans le 44S. Des calculs de facteurs spectroscopiques montrent que ce léger degré de liberté triaxial impacte également la structure à basse énergie du 43S. Il permet de mieux comprendre la déviation de la valeur de moment quadripolaire spectroscopique de l’état isomère du cas limite d’un état purement sphérique
The goal of this work consists in providing new insights in the shape coexistence expected in neutron-rich nuclei around the N=28 shell closure. In 43S, recent experimental data as well as their interpretation in the shell model framework were used to predict the coexistence between a Jπ=3/2-1 prolate deformed ground state and a 7/2-1 rather spherical isomer state. We report on the quadrupole moment measurement Qs of the 7/2-1 isomer state [E*=320. 5(5) keV, T1/2=415(3) ns] in 43S. The TDPAD method was applied on 43S nuclei produced by the fragmentation of a 48Ca primary beam at 345 A. MeV, and selected in-flight through the BigRIPS spectrometer at RIKEN (Japan). The measured value, |Qs|=23(3) efm2, is in remarkable agreement with that calculated in the shell model framework, although it is significantly larger than that expected for a single-particle state. In order to understand the nature of the correlations responsible for the departure of the isomer state from a pure spherical shape, we report on the results of a shell model study using the modern SDPF-U interaction of the neighbors sulfur isotopes 42,44,46S. Those calculations allowed to identify a slight triaxial degree of freedom in the structure of these nuclei, although the latter happens to be highly hindered at N=28 in 44S. Spectroscopic factor calculations show that this slight triaxial degree of freedom also impacts the low-lying structure in 43S. It allows to better understand the deviation of the spectroscopic quadrupole moment value of the isomer state from the limit case of a pure spherical state

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Helfer, Thomas. "Etude de l'impact de la fissuration des combustibles nucléaires oxyde sur le comportement normal et incidentel des crayons combustible". Ecully, Ecole centrale de Lyon, 2006. http://bibli.ec-lyon.fr/exl-doc/thelfer.pdf.

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Le travail de thèse porte sur la fissuration des pastilles combustible UO2 des réacteurs à eau pressurisée, et ses conséquences sur le comportement mécanique du crayon combustible. La fissuration conduit : d’une part, à une importante relaxation des contraintes dont dépendent la plupart des autres phénomènes mécaniques et physicochimiques, d’autre part, à la fragmentation de la pastille. Sa prise en compte est nécessaire pour une description correcte du chargement mécanique de la gaine au cours de l’irradiation. L’approche locale de la rupture a été adoptée pour décrire la fissuration de la pastille. Des considérations pratiques nous ont amenés à privilégier une description quasi-statique de la fissuration du combustible à l’aide de modèles d’endommagement local. Ces modèles décrivent l’apparition de fissures par une perte de rigidité locale du matériau. Une telle description présente des difficultés de mise en oeuvre, telles que des dépendances des résultats au maillage éléments finis et des évolutions discontinues de l’équilibre de la structure lors de propagations instables. Ces points ont fait l’objet d’une attention particulière car ils conditionnent l’utilisation de tels modèles dans les études combustibles. Le travail effectué s’inscrit en support des différents schémas de calculs du code ALCYONE développé au DEC/SESC au sein de la plateforme PLEIADES. Pour chacun de ces schémas, qui se différencient par les hypothèses de modélisation géométrique du crayon, nous avons proposé une modélisation des effets de la fissuration de la pastille. La modélisation dite 2D axisymétrique du crayon combustible est la plus novatrice et a été de ce fait particulièrement étudiée. Nous montrons qu’elle est à même de rendre compte, grâce à une description appropriée de la fissuration du combustible, des principaux changements géométriques du crayon combustible intervenant en situation de fonctionnement normal ou incidentel
This thesis aims to model the cracking of pressurised water reactor fuel pellets and its consequences on the mechanical behaviour of the fuel rod. Fuel cracking has two main consequences. It relieves the stress in the pellet, upon which the majority of the mechanical and physico-chemical phenomena are dependent. It also leads to pellet fragmentation. Taking fuel cracking into account is therefore necessary to adequately predict the mechanical loading of the cladding during the course of an irradiation. The local approach to fracture was chosen to describe fuel pellet cracking. Practical considerations brought us to favour a quasi-static description of fuel cracking by means of a local damage models. These models describe the appearance of cracks by a local loss of rigidity of the material. Such a description leads to numerical difficulties, such as mesh dependency of the results and abrupt changes in the equilibrium state of the mechanical structure during unstable crack propagations. A particular attention was paid to these difficulties because they condition the use of such models in engineering studies. This work was performed within the framework of the ALCYONE fuel performance package developed at CEA/DEC/SESC which relies on the PLEIADES software platform. ALCYONE provides users with various approaches for modelling nuclear fuel behaviour, which differ in terms ofthe type geometry considered for the fuel rod. A specific model was developed and implemented to describe fuel cracking for each of these approaches. The 2D axi-symmetric fuel rod model is the most innovative and was particularly studied. We show that it is able to assess, thanks to an appropriate description of fuel cracking, the main geometrical changes of the fuel rod occurring under normal and off-normal operating conditions

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Hermitte, Bruna. "Etude et modélisation du RIM dans le combustible des crayons REP". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11075.

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Le phenomene de rim a ete mis en evidence voici quinze ans lors de l'examen des premiers crayons irradies a plus de 45gwj/tu (taux de combustion moyen sur la pastille) dans des reacteurs experimentaux. Une observation detaillee des resultats obtenus a montre une progressive degradation de la structure granulaire en peripherie de pastille, conjointement a un accroissement de la porosite dans cette zone. Dans ce travail, on propose un mecanisme de formation et de developpement du rim aux forts taux de combustion. Considerant le role de la porosite dans l'evolution des proprietes physiques du combustible, la premiere etape a ete de simuler le comportement des gaz de fission dans la fraction de combustible touchee par le rim. Dans le modele propose, l'accroissement de la population de bulles de gaz est relie a la fraction volumique de combustible restructure. Ce modele permet d'evaluer la fraction volumique de pores dans le combustible, la taille moyenne de ces pores et la repartition volumique des gaz de fission entre les bulles et la matrice de combustible

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Fidelak, Jérémy. "Etude théorique de l'équilibre conformationnel du PPAR-γ". Université Louis Pasteur (Strasbourg) (1971-2008), 2006. http://www.theses.fr/2006STR13233.

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Ce travail de thèse a porté sur l'étude des mécanismes moléculaires de la reconnaissance et des changements de conformations induits par la liaison du ligand dans le LBD du récepteur nucléaire PPAR-gamma à l'aide de simulations numériques. L'organisation structurale et le fonctionnement de la super-famille des récepteurs nucléaires sont présentés en introduction. Nous décrivons ensuite les méthodes employées pour nos calculs. Nous avons effectué des calculs de mécanique moléculaire, des calculs de pKa ainsi que des calculs d'énergie libre d'interaction. Puis nous décrivons l'étude de la dynamique du PPAR-gamma ainsi que l'effet de ligands par le biais de calcul de modes normaux de vibration et de dynamique moléculaire. Une étude thermodynamique a également été effectuée par un protocole appelé MM-PBSA (Molecular Mechanics, Poisson-Boltzmann, Surface Area) pour identifier les résidus ayant une contribution importante à l'énergie libre de liaison. L'énergie libre calculée est décomposée en contributions physiques (van der Waals, électrostatiques et non polaires). Le calcul de ces contributions pour chaque résidu dans les complexes ligand-récepteur et coactivateur-récepteur nous apporte des informations supplémentaires sur ces interactions et peuvent aider par exemple à la conception de nouveaux ligands. La dernière partie présente les premiers résultats concernant l'étude du dimère PPAR/RXR. Ce travail permet dans sa globalité une meilleure compréhension du mécanisme moléculaire de la signalisation par le PPAR
The work done during the thesis focused on the study of molecular mechanisms of recognition and conformational changes induced by the ligand binding in the ligand binding pocket of nuclear receptor PPAR-gamma by numerical simulations. Structural organization and operation of nuclear receptors super-family are presented in the introduction part. We thus describe the methods that have been used for our calculations. We did molecular mechanics calculations, pKa calculations and interaction free energy calculations. Then we decribe the study of PPAR-gamma dynamic and ligand binding effect by normal modes and molecular dynamic simulations. A thermodynamical study has been carried out by a protocol called MM-PBSA (Molecular Mechanics, Poisson-Boltzmann, Surface Area) to identify residues with large contributions to free energy of binding. The calculated free energy of binding is decomposed into physical contributions (van der Waals, electrostatic and non polar). Calculations of these contributions for each residue in the ligand-receptor complex and coactivator-receptor complex bring us informations on these interactions and could help for example to new ligands design. The last part presents the first results concerning the study of PPAR/RXR dimer. This work permits as a whole a better comprehension of molecular mechanism of signalling by PPAR

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Portier, Stéphane. "Modélisation du comportement des gaz de fission en régime transitoire dans le combustible à plaques". Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2003. http://www.theses.fr/2003ECAP0938.

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Cette thèse concerne l'identification et la modélisation des phénomènes responsables du relâchement des gaz de fission dans les combustibles UO2 à plaques lors d'un transitoire de puissanceDes échantillons de ces combustibles, irradiés à 36 GWj/tU, ont été recuits à des températures allant de 1100ʿC à 1500ʿC avec mesure en ligne des relâchements gazeux. Les observations post-recuits ont permis de relier ces résultats à la diffusion du gaz, majoritairement sous forme atomique, vers les joints et à la formation de labyrinthes sur les joints de grains par interconnexion des bulles intergranulaires. C'est cette diffusion des atomes de gaz vers les joints qui est responsable du relâchement. Pendant le recuit leur diffusion est ralentie par le piégeage des atomes de gaz par les bulles intragranulaires. Ainsi, le modèle développé a permis de souligner l'influence des conditions d'irradiation sur la répartition du gaz en fin d'irradiation et sur son relâchement pendant le transitoire.

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March, Philippe (1970. "Caractérisation et modélisation de l'environnement thermohydraulique et chimique des gaines de combustible des réacteurs à eau sous pression en présence d'ébullition". Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11068.

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L'etude du comportement en corrosion des materiaux de gainage du combustible d'un reacteur nucleaire a eau sous pression en presence d'ebullition necessite une connaissance precise de l'environnement thermohydraulique et chimique des elements combustibles. Or, dans les conditions de fonctionnement des rep (15,5 mpa et 340\c), la topologie de l'ecoulement diphasique a la paroi des gaines n'a jamais encore ete caracterisee. Un dispositif de visualisation, adapte sur l'installation experimentale reggae, permet d'obtenir de nouvelles donnees a la fois qualitatives et quantitatives. Parmi les grandeurs accessibles figurent la taille et la forme des inclusions de vapeur, le point de demarrage de l'ebullition, les vitesses et les trajectoires des bulles. Une methode d'analyse d'image originale est ensuite mise en uvre pour mesurer le taux de vide et la concentration d'aire interfaciale dans un ecoulement diphasique a bulles. Ainsi, le dispositif de visualisation permet de caracteriser la topologie de l'ecoulement diphasique dans les conditions des rep en ebullition nucleee sous-saturee. L'analyse des resultats experimentaux montre la necessite d'une approche tres locale pour modeliser l'environnement chimique des gaines en presence d'ebullition. Un nouveau modele d'enrichissement en especes faiblement volatiles est donc propose puis valide. Les bulles de vapeur sont desormais considerees comme des obstacles physiques limitant l'acces du liquide a la paroi, et l'evaluation de leur diametre joue un role determinant sur l'environnement chimique des gaines. Cette etude confirme, tant au niveau experimental que theorique, l'existence de fortes interactions entre la topologie de l'ebullition, la corrosion, les caracteristiques de la paroi et la chimie de l'eau.

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Roche, Stéphane. "Modélisation simplifiée de l'écoulement radial d'un mélange de matériaux fondus à travers des crayons combustibles dans un coeur REP". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11058.

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Dans le cadre des etudes sur les accidents graves rep tel celui qui s'est produit a three mile island unit-2 (tmi-2), le cur du reacteur constitue essentiellement de crayons combustibles se met a chauffer puis a fondre. Durant la phase initiale de degradation du cur, un melange fondu (essentiellement de l'uo#2 et du zro#2) qui constitue le corium se met a couler le long des crayons, puis se bloque a un certain niveau dans le cur. Le corium s'etale alors radialement vers la peripherie du cur. Un modele simplifie a ete elabore pour etudier le phenomene de solidification du corium durant sa propagation transverse entre les crayons combustibles. Le corium s'etale sur un support plan horizontal constitue, soit par une croute de corium solide, soit par une grille d'assemblage. Le modele resout numeriquement l'equation de bilan energetique interfacial et l'equation de la chaleur en regime transitoire monodimensionnel avec presence de termes de convection et de termes source (puissance residuelle). Le modele est valide avec le code marcus developpe a l'iusti. Ce code permet de simuler numeriquement des ecoulements anisothermes par la methode des elements finis. L'objectif du modele simplifie est d'etre integre dans des logiciels de calcul de scenarios d'accidents graves comme icare 2

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Mao, Lili. "Contribution à la résolution de l'équation de Boltzmann en multigroupe par les méthodes déterministes et Monte Carlo". Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11026.

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La methode des courants d'interface et la methode de monte carlo pour la resolution de l'equation de transport multigroupe de particules neutres sont etudiees dans cette these. Une nouvelle version de la methode des courants d'interface est developpee dans le code tdt au serma en representant les courants d'interface par une fonction constante par morceaux sur la surface de l'angle solide. Le comportement de la convergence de cette methode vers la methode de probabilites de collision a ete teste. Puisque la technique de tracage des trajectoires est utilisee dans les methodes des probabilites de collision et des courants d'interface, il est indispensable de normaliser les probabilites de collision ainsi obtenues. Plusieurs techniques sont etudiees et implantees dans le code tdt, leurs performances sont comparees. Le traitement des matrices de transfert demeure une difficulte persistante pour la methode de monte carlo multigroupe, car la mis en groupe des sections efficaces de transfert provoque des parties negatives importantes dans les fonctions densites angulaires representees par les series de polynomes de legendre tronques. Plusieurs methodes basees sur la preservation des premiers moments, la methode de la representation par une fonction en angles discrets et la methode de la representation par une fonction en escalier equiprobable, ont ete etudiees et implantees dans le code trimaran-ii. Puisque aucune de ces methodes n'est completement satisfaisante, une nouvelle methode, la methode de la representation par une fonction en escaliers non equiprobables, a ete proposee et realisee. De nombreuses comparaisons ont ete effectuees, pour comparer la conservation des moments, les resultats d'un probleme de criticite, et les resultats d'un probleme de transport de neutrons dans l'eau. Les comparaisons nous ont montre que la nouvelle methode est la meilleure, et nous recommandons que cette methode soit la methode par defaut pour le traitement des matrices de transfert multigroupe.

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Boissonnet, Guillaume. "Etude de l'écoulement d'une mousse aqueuse de décontamination. Mécanismes de drainage et comportement hydrodynamique". Montpellier 2, 1998. http://www.theses.fr/1998MON20133.

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Pour la decontamination d'equipements nucleaires, l'emploi des mousses presente un fort potentiel. Realise en soutien aux etudes de formulation, en vue de nouvelles applications, ce travail presente l'etude de l'ecoulement d'une mousse aqueuse en considerant deux aspects : la structure et le drainage d'une part, et le comportement hydrodynamique d'autre part. La structure de la mousse a ete etudiee a partir de cliches pris sur la paroi d'une colonne en plexiglas dans laquelle la mousse s'ecoule verticalement. Le traitement et l'analyse d'image ont ete utilises pour realiser les mesures. Il a ete demontre que plus le diametre moyen des bulles est petit, plus la mousse est stable. De plus, la competition entre la gravite et les forces interfaciales a ete montree a travers deux types d'ecoulement du liquide dans les canaux interbulles : un pour lequel la gravite est preponderante (cas de bulles spheriques et de films interbulles epais), un pour lequel les deux forces coexistent (cas de bulles polyedriques et de films fins). Deux modeles de drainage fondes sur le modele de weaire (coexistence des deux forces) et la loi de darcy (preponderance de la gravite) ont ete construits. Concernant le comportement hydrodynamique, le glissement d'un coeur cisaille sur un film liquide en paroi a ete demontre. Un comportement de type ostwald de weale apparait si l'on considere l'ecoulement dans sa globalite. Un comportement du coeur de la mousse de type herschel bulkley est mis en evidence si l'on dissocie le cisaillement et le glissement. La vitesse de glissement a ete calculee, elle represente entre 5% et 95% de la vitesse globale selon les conditions operatoires. Une methode de prevision des pertes de pression, fondee sur le diagramme de moody a ete etablie. Les deux etudes montrent que le film liquide en paroi joue un grand role sur les caracteristiques de la mousse en paroi et sur son comportement global. Ceci s'avere etre un aspect positif dans le cadre d'une decontamination surfacique.

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Dejarnac, Renaud. "Etude du plasma de bord du tokamak Tore Supra en vue de l'optimisation du pompage des particules et de l'injection supersonique de matière". Aix-Marseille 1, 2002. http://www.theses.fr/2002AIX11055.

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Dans les réacteurs de fusion thermonucléaire, le contrôle de la densité du mélange de combustible deutérium-tritium, ainsi que l'évacuation des cendres d'hélium produites, est un point très important. Ce contrôle s'effectue en alimentant les décharges en combustibles par différentes méthodes (l'injection de gaz et l'injection de glaçons étant les plus répandues) et en installant des systèmes de pompage à la périphérie du plasma. Ces deux domaines sont abordés dans cette thèse tant du point de vue expérimental que théorique. Le principal outil utilisé dans le cadre de ce travail est le code de transport de particules neutres EIRENE. En ce qui concerne le pompage, nous avons modélisé le limiteur pompé médian de Tore Supra avec le code EIRENE auquel nous avons couplé un sous-module plasma, spécialement développé lors de la thèse, afin de simuler de manière auto-cohérente le plasma et les neutres. Cela a permis de valider le code en comparant les résultats des simulations aux données expérimentales. En ce qui concerne l'alimentation du plasma, nous présentons ici une nouvelle méthode : l'injection supersonique par impulsions (ISPI). Ce système, intermédiaire entre l'injection de gaz classique et l'injection de glaçons, a été développé et testé à Tore Supra. Il consiste à injecter de brèves bouffées de gaz très denses à grande vitesse dans le plasma. Expérimentalement, l'ISPI a montré une meilleure efficacité de remplissage que l'injection de gaz classique et provoque un fort refroidissement du plasma. Les mécanismes responsables de cette efficacité améliorée sont analysés à partir d'une modélisation basée sur le code EIRENE, pour déterminer la source d'ionisation liée à l'ISPI, et sur un code 1D de transport des particules développé pour reproduire la réponse du plasma. Enfin, une extrapolation de l'injecteur actuel de Tore Supra est présentée, ainsi qu'une discussion sur les conditions d'obtention d'une dérive radiale de la matière injectée, comme cela est observé dans le cas d'une injection de glaçons côté fort champ.

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Richebois, Edwige. "Calculs de coeur REP en transport 3D". Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11039.

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Ce travail a pour but de definir un schema avance de calcul de cur pour lequel les methodes de calcul sont basees sur l'equation du transport. Ce schema peut apporter des ameliorations sur la qualite du calcul des reacteurs, dans les zones du cur a fort gradient de flux, dans celles ou l'anisotropie du choc est associee a des problemes de frontiere (interface cur-reflecteur) et dans celles presentant des heterogeneites tres fortes (barreaux absorbants). L'etablissement de ce schema en transport a necessite le developpement d'une nouvelle methode de calcul des constantes de reflecteur, les methodes usuelles etant adaptees aux calculs de cur en diffusion a deux groupes et ne pouvant etre extrapolees aux calculs de transport. Nous presentons dans cette these une nouvelle modelisation du reflecteur utilisable quels que soient le nombre de groupes et l'operateur. Les resultats des calculs de cur utilisant les constantes de reflecteur obtenues par cette nouvelle methode font l'objet d'une premiere qualification sur le reacteur de puissance d'edf saint-laurent b1 recyclant du plutonium. Nous avons mis en evidence les apports d'un schema de calcul de cur en transport 3d par rapport a la diffusion ; on note des effets significatifs et des gains potentiels interessants sur le calcul des efficacites de barres. Les resultats obtenus sur un cycle particulier seront a confirmer par une analyse systematique. Nous pouvons desormais effectuer des calculs de cur de reacteur de puissance en transport multigroupe et envisager de traiter des situations difficiles telles que la vidange, la rtv cette methode est actuellement validee sur d'autres paliers rep, des reacteurs d'autres filieres ou experimentaux.

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De, Sio Stéphanie. "Modélisation de l'extraction de Pu(IV) et spéciation de HNO3 dans le traitement du combustible irradié". Thesis, Montpellier 2, 2012. http://www.theses.fr/2012MON20068.

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En France, le traitement des combustibles nucléaires irradiés repose sur le procédé PUREX au cours duquel l'uranium et le plutonium sont extraits sélectivement par le TBP à partir d'une solution aqueuse concentrée d'acide nitrique. L'objectif de ce travail de thèse était d'aboutir à une meilleure modélisation des milieux de traitement du combustible irradié. Dans un premier temps, des mesures Raman et RMN 14N, couplées à des calculs basés sur la théorie des solutions simples et sur le modèle BIMSA, ont permis de compléter les connaissances actuelles sur la dissociation de l'acide nitrique dans des solutions binaires et dans des mélanges ternaires. Dans un deuxième temps, la spéciation de Pu(IV) dans le TBP après extraction à faible acidité a été étudiée par EXAFS et spectrophotométrie vis-NIR, ce qui a permis de mettre en évidence l'extraction d'espèces hydrolysées de Pu(IV) en phase organique. En parallèle, une nouvelle caractérisation structurale des complexes An(VI)/TBP et An(IV)/TBP a été effectuée en couplant des mesures EXAFS à des calculs de chimie quantique. Enfin, la modélisation du système Pu(IV)/HNO3/H2O/TBP 30%/dodécane a été effectuée en prenant en compte les écarts à l'idéalité dans chaque phase. La meilleure modélisation de l'extraction de Pu(IV) à l'état de trace a été obtenue en considérant l'extraction de trois complexes de plutonium : Pu(OH)2(NO3)2(TBP)2 , Pu(NO3)4(TBP)2 et Pu(NO3)4(TBP)3
The PUREX process is a solvent extraction method dedicated to the reprocessing of irradiated nuclear fuel in order to recover pure uranium and plutonium from aqueous solutions of concentrated nitric acid. The tri-n-butylphosphate (TBP) is used as the extractant in the organic phase. The aim of this thesis work was to improve the modeling of liquid-liquid extraction media in nuclear fuel reprocessing. First, Raman and 14N NMR measurements, coupled with theoretical calculations based on simple solutions theory and BIMSA modeling, were performed in order to get a better understanding of nitric acid dissociation in binary and ternary solutions. Then, Pu(IV) speciation in TBP after extraction from low nitric acid concentrations was investigated by EXAFS and vis-NIR spectroscopies. We were able to show evidence of the extraction of Pu(IV) hydrolyzed species into the organic phase. A new structural study was conducted on An(VI)/TBP and An(IV)/TBP complexes by coupling EXAFS measurements with DFT calculations. Finally, extraction isotherms modeling was performed on the Pu(IV)/HNO3/H2O/TBP 30%/dodecane system (with Pu at tracer scale) by taking into account deviation from ideal behaviour in both organic and aqueous phases. The best modeling was obtained when considering three plutonium (IV) complexes in the organic phase: Pu(OH)2(NO3)2(TBP)2 , Pu(NO3)4(TBP)2 and Pu(NO3)4(TBP)3

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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 toutes ces cavités entraîne un gonflement de la pastille. Or, ce gonflement gazeux va directement impacter le comportement mécanique de la pastille et particulièrement son comportement viscoplastique, comme le montrent des simulations thermomécaniques 3D de l’IPG. Afin d’améliorer la description de ce comportement, il a été nécessaire de développer un modèle micromécanique capable de coupler deux types de modélisation qui, jusqu’ à présent, traitaient de manière relativement autonome : – la physico-chimie simulant les transferts de gaz entre les difféerentes cavités ; – la mécanique estimant les déformations viscoplastiques du combustible. Ce travail de thèse consiste à mettre en relation ces deux disciplines à partir des caviés présentes dans le combustible : la mécanique calcule une évolution de la fraction volumique de cavités en tenant compte de leurs pressions et la physico-chimie tient compte de l’évolution de la fraction volumique des cavités pour calculer une pression interne cohérente. Afin de pouvoir décrire une microstructure beaucoup plus riche basée sur une double population de cavités à deux échelles différentes, un nouveau modèle micromécanique a été développé. Ce modèle utilisant une approche multi- échelles permet de décrire les évolutions de chacune des deux populations en tenant compte de leurs pressions internes ainsi que du comportement viscoplastique macroscopique du combustible. En se basant sur l’hypothèse de séparation d’échelles, le comportement du milieu contenant les petites cavités est traité à l’aide d’une méthode d’homogénéisation. A l’échelle des grosses cavités, le comportement macroscopique est déterminé à partir d’un composite linéaire de comparaison à N couches. Ce modèle est comparé à des simulations numériques par éléments finis et qualifié pour la description du comportement viscoplastique du combustible nucléaire. On décrit enfin comment coupler ce modèle micromécanique à des modèles de physico-chimie se différenciant par leurs complexités. Des premières investigations par des simulations en situation d’IPG illustrent l’intérêt d’un tel couplage
In the Pellet-Cladding Interaction (PCI) problems of a fuel rod, it is necessary to adopt a good description of the thermomecanical behaviour of the fuel. When the fuel is subject to ﬂuctuations in power, one of the main strains is due to the phenomenon of gaseous swelling induced by irradiation. Indeed, fuel is a porous ceramic of U02 containing several types of cavities and the accumulation of ﬁssion products in gaseous form in these cavities causes swelling of the pellet. However, this gaseous swelling has an inﬂuence on the mechanical behaviour of the pellet and particularly the viscoplastic behaviour. To improve the description of this behavior, it was necessary to develop a micromechanical model capable of coupling two phenomena modelled independently : the transfer of gas between the various cavities and the estimation of mechanical viscoplastic strains of the fuel. This thesis is to link these two disciplines from the cavities present in the fuel: mechanics calculates changes in the volume fraction of cavities according to their pressure and physical reﬂects the evolution of the volume fraction of cavities to calculate an internally consistent pressure. In order to describe a microstructure much richer, a new micromechanics model was developed using a multi-scale to describe the viscoplastic behavior of nuclear fuel

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Bertin, Bruno. "Système d'acquisition et de traitement des signaux pour la surveillance et le diagnostic de système complexe". Compiègne, 1986. http://www.theses.fr/1986COMPI241.

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Rault-Doumax, Sébastien. "Contribution à l'aide à la gestion de crise en cas de rejet accidentel dans un canal : application aux produits miscibles dans l'eau". Aix-Marseille 1, 2003. http://www.theses.fr/2003AIX11037.

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Le retour d'expérience rapporte de nombreux accidents de transport de matières dangereuses qui, souvent exempts de victimes, polluent l'environnement. Lorsqu'un tel accident survient, les efforts reposent essentiellement sur les Sapeurs-pompiers, assistés d'autorités compétentes, qui ont la charge de la gestion de crise. C'est ainsi qu'est né SIGAPOL : Système d'Information Géographique Appliqué aux POLlutions accidentelles des cours d'eau. Ce système, destinée aux Sapeurs-pompiers, est une plate-forme intégrant des nouvelles technologies avec pour objectif l'aide à la décision en cas de pollutions accidentelles des cours d'eau. Le SIGAPOL repose sur un Système d'Information Géographique combinant des bases de données pertinentes et un code de calcul des prévisions des pollutions. Ce dernier, principal objet de la thèse, repose sur des modélisations performantes issues de la littérature scientifique et validées par des expériences menées parallèlement en laboratoire et sur site réel
The accidents of hazardous goods transportations occur each year. Fortunately, most of them, do not cause victims but they often pollute environment. When an accident happens, the efforts rest essentially on Fire brigade assisted by competent authorities. So SIGAPOL was born: Geographic Information System applied to the accidental pollutions of streams. This system is a platform which integrates new technologies with the aim to support decision in case of accidental pollution of streams intended for the main actor of the crisis: the Fire brigade. The SIGAPOL is based on a Geographical Information System composed of data bases and computer calculation to assess pollution. This simulation module is the most important work of this PhD. It consists of powerful modellings resulting from the literature scientific and checked by experimental studies carried out in open-channel in laboratory and real site

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Bourdet, Nicolas. "Biomécanique de la colonne cervicale humaine in vivo : Caractérisation modale et modélisation". Université Louis Pasteur (Strasbourg) (1971-2008), 2004. http://www.theses.fr/2004STR13214.

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Malgré l'amélioration de la sécurité des passagers automobiles, les lésions cervicales mineures, dues à des accidents de voiture en choc arrière à vitesse modérée, restent un problème important de la sécurité routière. Dans divers domaines de la biomécanique, dont celui qui s'attache à l'amélioration de la sécurité des occupants de véhicule automobile, on utilise des modèles numérique et physique (mannequins) du corps humain permettant de reproduire le comportement d'un individu dans des situations d'accidents. Ainsi, lors d'essais de type crash test, on mesure, sur le modèle physique, les grandeurs mécaniques liées au chargement qu'il subit. On calcule alors un certain nombre de critères qui sont censés prédire un niveau de risque lésionnel pour le futur occupant. La plupart des stratégies de sécurité sont basées sur les résultats obtenus à travers des tests utilisant ces mannequins mais aussi sur la simulation numérique du corps humain, nettement moins onéreux que les essais expérimentaux. Néanmoins, afin de parvenir à des simulations réalistes, les mannequins physiques ou numériques doivent être agencés de manière à avoir un comportement cinématique et dynamique proche de celui de l'être humain. Le mannequin ou le modèle est alors qualifié de " bio-fidèle ". Les méthodes actuelles de validation des modèles sont basées sur une analyse cinématique du comportement du corps humain en situation de choc et dans diverses conditions d'essais. Dans le cadre de chocs violents, on ne peut pas soumettre des volontaires à des tests qui pourraient engendrer des lésions. Les résultats de tests in vitro, qui se révèlent souvent peu représentatifs du vivant, sont alors utilisés dans le processus de validation des modèles. C'est dans ce contexte que le Centre d'Etude et de Recherche pour l'Automobile (C. E. R. A. ) du groupe TREVES, équipementier automobile fabricant de composants de siège, en collaboration avec l'Institut de Mécanique des Fluides et des Solides (I. M. F. S. ) de l'Université Louis Pasteur (U. L. P. ) décident de se préoccuper de la sécurité des occupants en choc arrière, en initialisant le projet BIOSCAR destiné à optimiser les appuis-tête. Les travaux réalisés dans le cadre de cette thèse s'intéressent à une caractérisation originale du système tête-cou in vivo, suivie d'une modélisation mathématique de l'ensemble tête-cou-tronc. Les résultats sont employés à l'évaluation expérimentale des mannequins disponibles et le couplage du modèle humain avec celui du siège apporte les premiers éléments de réponses sur l'optimisation de l'ensemble siège-appui-tête. [. . . ]

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Fauque, de Maistre Jules. "Modèle d’ordre réduit en mécanique du contact. Application à la simulation du comportement des combustibles nucléaires". Thesis, Paris Sciences et Lettres (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018PSLEM073/document.

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La réduction d'ordre de modèles d'un problème de contact demeure un sujet de recherche important en mécanique numérique des solides.Nous proposons une extension de l'hyper-réduction avec domaine d'intégration réduit à la mécanique du contact sans frottement s'écrivant à l'aide d'une formulation mixte.Comme la zone de contact potentiel se limite au domaine réduit, nous faisons le choix de prendre comme base réduite pour la variable duale (représentative des forces de contact) la base du modèle d'ordre plein restreinte.Nous obtenons ainsi un modèle hyper-réduit hybride avec une approximation de la variable primale par des modes empiriques et de la variable duale par les fonctions de base des éléments finis. Si nécessaire, la condition inf-sup de ce modèle peut être forcée par une approximation hybride la variable primale. Cela mène à une stratégie hybride combinant un modèle d'ordre hyper-réduit et un modèle d'ordre plein permettant l'obtention d'une meilleure approximation de la solution sur la zone de contact.Un post-traitement permettant la reconstruction des multiplicateurs de Lagrange sur l'ensemble de la zone de contact est également introduit.De manière à optimiser la sélection des snapshots, un indicateur d'erreur simple et efficace est avancé pour être couplé à un algorithme glouton
The model order reduction of mechanical problems involving contact remains an important issue in computational solid mechanics.An extension of the hyper-reduction method based on a reduced integration domain to frictionless contact problems written by a mixed formulation is proposed.As the potential contact zone is naturally reduced through the reduced domain, the dual reduced basis is chosen as the restriction of the dual full-order model basis.A hybrid hyper-reduced model combining empirical modes for primal variables with finite element approximation for dual variables is then obtained.If necessary, the inf-sup condition of this hybrid saddle point problem can be enforced by extending the hybrid approximation to the primal variables. This leads to a hybrid hyper-reduced/full-order model strategy. By this way, a better approximation on the potential contact zone is furthermore obtained.A post-treatment dedicated to the reconstruction of the contact forces on the whole domain is introduced.In order to optimize the snapshots selection, an efficient error indicator is coupled to a greedy sampling algorithm leading to a robust reduced-order model

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Zille, Valérie. "Modélisation et évaluation des stratégies de maintenance complexes sur des systèmes multi-composants". Troyes, 2009. http://www.theses.fr/2009TROY0005.

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L'évaluation des stratégies de maintenance issues des méthodes OMF/RCM se heurte à des difficultés dont la résolution constitue l'enjeu scientifique de cette thèse : - les systèmes considérés sont composés de plusieurs matériels dépendants soumis à plusieurs phénomènes de dégradation et de défaillance - les stratégies sont basées sur plusieurs types de tâches et ne reposent pas sur une structure simple. L’objectif de cette thèse est de proposer une méthode de quantification des performances d’un système maintenu. Nous proposons un cadre global de modélisation de l’ensemble des phénomènes décrivant le comportement d’un système multi-composants et l’impact d’une politique de maintenance complexe. Une structure à deux niveaux permet de représenter finement à la fois le comportement de dégradation/défaillance des composants, l’ensemble des tâches de maintenance possibles et les effets sur le fonctionnement du système. Un critère de coût global basé sur l’indisponibilité du système et les coûts de maintenance permet de comparer plusieurs stratégies. L’implémentation de la démarche se fait à l’aide des réseaux de Petri et de la simulation de Monte Carlo. L’application à des systèmes de centrales nucléaires d’EDF permet de valider la méthode : - l’étude du système AGR présente les utilisations possibles et les résultats obtenus, - l’étude du système TPA illustre la démarche et guide les travaux futurs d’intégration des données
Maintenance strategies based on RCM method are difficult to assess, due to some methodological difficulties whose resolution is the scientific scope of this PhD Thesis: - the systems considered are composed of numerous dependent components with different degradation and failure phenomena, - maintenance strategies are complex, based on different tasks and without a simple structure. The objective of this PhD Thesis is to propose a method to quantify maintained systems performances. We propose a modelling framework which takes into account all the phenomena that describe multi-component system behaviour and complex maintenance strategy impact. A two-level structure allows a detailed description of components degradation/failure behaviour, all the possible maintenance tasks realisation and the consequences on the system. A global cost criteria based on system unavailability and maintenance costs renders possible to compare different strategies. The approach is implemented by using Petri nets and Monte Carlo simulation. The method is validated through its application on two systems from EDF nuclear power plants: - system AGR study presents the possible utilisations and the results obtained, - system TPA study illustrates the application on a real system and helps to define some further developments on data integration

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Le, Duy Tu Duong. "Traitement des incertitudes dans les applications des études probabilistes de sûreté nucléaire". Troyes, 2011. http://www.theses.fr/2011TROY0022.

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L’objectif principal de cette thèse est de proposer une démarche de traitement des incertitudes paramétriques et des incertitudes de modèle affectant les résultats des indicateurs de risque utilisés dans les applications des Etudes Probabilistes de Sûreté nucléaire (EPS). Après étude des limites de l’approche probabiliste traditionnelle pour modéliser les incertitudes dans les EPS, une méthodologie de traitement dans le cadre de la théorie de Dempster-Shafer a été proposée. Cette démarche se décompose en cinq étapes principales. La première étape concerne la modélisation des incertitudes paramétriques par les fonctions de croyance et de plausibilité selon les données fournies dans les EPS. La second étape correspond à la propagation des ces incertitudes à travers le modèle de risque pour représenter les incertitudes associées aux indicateurs de risque calculés en sortie. Les incertitudes de modèle sont ensuite intégrées dans la troisième étape en prenant en compte des modèles de risque alternatifs. La quatrième étape a pour objectif de fournir aux décideurs des informations nécessaires pour la prise de décision en présence d’incertitudes (paramétriques et de modèle) et d’autre part d’identifier les incertitudes d’entrée ayant des contributions importantes sur le résultat. Enfin, la dernière étape boucle le processus en étudiant la mise à jour des fonctions de croyances en présence des nouvelles données. La méthodologie proposée a été mise en œuvre sur une application réelle simplifiée du modèle EPS
The aim of this thesis is to propose an approach to model parameter and model uncertain-ties affecting the results of risk indicators used in the applications of nuclear Probabilistic Risk assessment (PRA). After studying the limitations of the traditional probabilistic approach to represent uncertainty in PRA model, a new approach based on the Dempster-Shafer theory has been proposed. The uncertainty analysis process of the pro-posed approach consists in five main steps. The first step aims to model input parameter uncertainties by belief and plausibility functions ac-cording to the data PRA model. The second step involves the propagation of parameter uncertainties through the risk model to lay out the uncertainties associated with output risk indicators. The model uncertainty is then taken into account in the third step by considering possible alternative risk models. The fourth step is intended firstly to provide decision makers with information needed for decision making under uncertainty (parametric and model) and secondly to identify the input parameters that have significant uncertainty contributions on the result. The final step allows the process to be continued in loop by studying the updating of beliefs functions given new data. The pro-posed methodology was implemented on a real but simplified application of PRA model

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Asali, Mehdi. "Modélisation et prévision du comportement thermo-hydro-mécanique d’une paroi en béton : application au cas des enceintes de confinement des bâtiments réacteurs nucléaires". Thesis, Lille 1, 2016. http://www.theses.fr/2016LIL10143/document.

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L’enceinte de confinement est la dernière barrière de protection des bâtiments réacteurs nucléaires (BR), mais les mécanismes de vieillissement du béton précontraint peuvent dégrader l’étanchéité de l’enceinte interne (EI) des BR à double paroi au cours du temps. C’est une problématique majeure pour l’exploitation à long terme et l’extension de la durée de vie des BR tout en respectant les exigences de sûreté. La taille de telles structures et la complexité de tous les phénomènes couplés qui interagissent à différentes échelles rendent difficile la mise au point d’un outil industriel opérationnel de modélisation. Dans ce contexte, cette thèse introduit une stratégie numérique de prévision du taux de fuite des EI en exploitation. Elle repose sur une discrétisation adaptée par macroéléments, sur une modélisation thermo-hydro-mécanique chainée faiblement couplée physiquement représentative et sur un élément fini 3D spécialement conçu pour calculer les transferts à travers le béton insaturé et fissuré. La stratégie proposée a été appliquée à la maquette d’enceinte VeRCoRs (échelle 1/3) : les résultats obtenus sont validés avec les données expérimentales disponibles jusqu’au premier essai de mise sous pression puis prolongés jusqu’au troisième.La stratégie proposée permet aux opérateurs de :- Prendre en compte les variabilités et incertitudes des paramètres d’intérêt et de quantifier leur impact sur le taux de fuite total ;- Introduire les défauts relevés au cours d’inspections visuelles dans le calcul ;- Anticiper et optimiser les actions de mitigation des fuites pour éviter un prolongement d’arrêt de tranche et les pertes d’exploitation associées
The containment building represents the third and last protection barrier of nuclear reactors buildings (NRB). Yet ageing mechanisms of prestressed concrete could strongly affect the tightness capacity of the inner containment of a double-wall reactor building over time. That is a major issue considering the long term operation and the possible life extension of NRB while ensuring safety and regulatory requirements. Considering the size of such structures and the complexity of all interacting phenomena, it is very difficult to build an industrial and operational tool modeling all the strong couplings occurring at different scales. In that context, this Ph.D. thesis introduces a numerical strategy aiming at forecasting the leakage rate evolution of inner containments during operation. It is based on an adapted macro-element mesh, on a simple but physically representative chained weakly-coupled thermo-hydro-mechanical modeling and on a 3D finite element specially designed for computing air leakage through unsaturated porous and cracked concrete. The proposed strategy has been applied to the scale 1:3 VeRCoRs mock-up: results are validated with available experimental data until the first internal pressurization test before being extended until the third one.The proposed strategy enables operators to:- Take into account variabilities and uncertainties of main parameters to quantify their impact on the total leak rate;- Numerically introduce defects coming from visual inspections;- Pre-empt and optimize leak mitigation actions to avoid outage extensions and associated losses of income

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Geiger, Ernesto. "Study of Fission Products (Cs, Ba, Mo, Ru) behaviour in irradiated and simulated Nuclear Fuels during Severe Accidents using X-ray Absorption Spectroscopy, SIMS and EPMA". Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLS064/document.

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L’identification des mécanismes de relâchement des Produits de Fission (PF) hors de combustible nucléaire irradié lors d’un accident grave est primordiale pour le développement de codes capables d’estimer précisément le terme source (nature et quantité des radionucléides émis dans l’environnement). Parmi les différents PF, les Ba, Cs, Mo et le Ru sont particulièrement intéressants, car ils peuvent interagir entre eux ou avec d’autres éléments et donc affecter leur relâchement. Dans le cadre de cette thèse, deux axes de travail ont été mis en place avec l’objectif d’identifier les phases chimiques présentes avant l’accident et leur évolution au cours de l’accident lui-même. L’approche expérimentale a consisté à reproduire les conditions d’un accident nucléaire à l’échelle du laboratoire, en utilisant des échantillons de combustibles irradiés et des matériaux modèles (UO₂ vierge dopés en 12 PF). Le principal avantage de ces derniers est l’utilisation de méthodes de spéciation chimique comme la Spectroscopie d’Absorption des rayons X, qui n’est pas aujourd’hui encore disponible pour les combustibles irradiés. Trois échantillons de combustible irradié ont été étudies, représentatifs de l’état initial (i.e. avant l’accident), d’une étape intermédiaire en température (1773K) et d’un état avancé d’accident nucléaire (2873K). Pour les matériaux modèles, plusieurs séquences accidentelles (de 573K à 1973K) ont été réalisés. Les résultats expérimentaux ont permis d’établir un nouveau mécanisme de relâchement des PF en en fonction des conditions oxydantes et réductrices du scénario accidentel. Ces résultats ont démontré aussi l’importance des matériaux modèles pour l’étude des accidents nucléaires graves, en complémentarité aux combustibles irradiés
The identification of Fission Products (FP) release mechanism from irradiated nuclear fuels during a severe accident is of main importance for the development of codes for the estimation of the source-term (nature and quantity of radionuclides released into the environment). Among the many FP Ba, Cs, Mo and Ru present a particular interest, since they may interact with each other or other elements and thus affect their release. In the framework of this thesis, two work axes have been set up in order to identify, firstly, the chemical phases initially present before the accident and, secondly, their evolution during the accident itself. The experimental approach consisted in reproducing nuclear severe accidents conditions at laboratory scale using both irradiated fuels and model materials (natural UO₂ doped with 12 FP). The advantage of these latter is the possibility of using characterization methods such as X-ray Absorption Spectroscopy which are not available for irradiated fuels. Three irradiated fuel samples have been studied, representative to an initial state (before the accident), to an intermediate stage (1773K) and to an advanced stage (2873K) of a nuclear severe accident. Regarding to model materials, many accident sequences have been carried out, from 573 to 1973K. Experimental results have allowed to establish a new release mechanism, considering both reducing and oxidizing conditions during an accident. These results have also demonstrated the importance of model materials as a complement to irradiated nuclear fuels in the study of nuclear severe accidents

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Lechner, Daniel. "Analyse du comportement dynamique des véhicules routiers légers : développement d'une méthodologie appliquée à la sécurité primaire". Ecully, Ecole centrale de Lyon, 2002. http://bibli.ec-lyon.fr/exl-doc/TH_T1892_dlechner.pdf.

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Cette thèse a pour objectif de montrer comment la connaissance du comportement dynamique d'un véhicule routier peut contribuer à une amélioration de la sécurité primaire du système conducteur-véhicule-infrastructure. Après avoir présenté les outils de modélisation retenus, notamment le logiciel MORGAN'S, qui utilise le formalisme des Groupes de Lie, on se propose de concevoir une gamme de modèles de comportement dynamique d'un véhicule léger, puis d'établir leurs domaines de validité à travers la confrontation des résultats de simulations avec les données recueillies lors d'essais, réalisés sur piste avec un véhicule instrumenté piloté par un essayeur professionnel, sur un ensemble de manoeuvres très complet. L'intérêt de modèles simples dans leur conception, ne possédant que 3 degrés de liberté, mais paramétrés avec soin, est mis en évidence, notamment pour l'application au domaine de l'accidentologie. Le modèle présentant le meilleur compromis (simplicité du paramétrage / facilité de mise en oeuvre / validité des simulations) est ensuite complété pour émuler l'intervention de systèmes de contrôle de stabilité avec des dispositifs à 4-roues directrices ou un contrôle du moment de lacet par freinage différentiel. Leur potentiel apparaît très prometteur pour permettre une amélioration significative en matière de sécurité primaire. En parallèle, un modèle dynamique spécifique a été développé pour être embarqué sur un véhicule instrumenté et tourner conjointement au système d'acquisition. Ainsi est née l'élaboration d'un "diagnostic de sécurité primaire temps réel", à travers l'établissement de différents points de fonctionnement caractérisant le comportement du couple conducteur-véhicule. Ce dispositif pourrait notamment être développé pour identifier des critères objectifs de déclenchement de systèmes actifs de contrôle de stabilité. Outre les modèles créés, le produit concret de cette thèse est un véhicule démonstrateur de ce concept de diagnostic de sécurité primaire
The aim of this thesis is to show how the knowledge of road vehicle dynamics can contribute to improve the primary safety level for the driver-vehicle-road system. After a presentation of the modeling tools used, mainly the multibody system modeling software MORGAN'S, taking advantage of the Lie Group formalism, the first part of the thesis deals with the development of different dynamic models for passenger cars. Their validity area is than determined by comparing simulation results with data collected on an instrumented car, driven by a professional driver on test tracks on a large panel of manoeuvers. This work clearly put in evidence, and mainly for application to accident analysis, the interest of simple models, with only 3 degrees of freedom for the car body, but for which many care is taken for their parameterization. In the second part of the thesis, the model with the best compromise between parameter simplicity, operating easiness and validity, is developed in order to emulate the intervention of stability control systems : models including 4WS and yaw moment control by differential braking are created. The potential of such devices to enable a significant improvement of primary safety appears really promising. In parallel, a specific model has been developed to be embedded on an instrumented car to run jointly with the acquisition device. The information coming from sensors is combined with the one coming from the model to build what has been called the "real time active safety diagnosis", showing different operating points characterizing the driver-vehicle system behaviour. This device could be further developed to identify objective criteria for the activation of stability control systems. In addition to the different vehicle dynamic models created, the final product of this thesis is thus a demonstrator of this innovating concept of active safety diagnosis, taking advantage of an embedded model

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Munsch, Marie. "Élaboration d’une méthodologie de reconstruction numérique d’accidents réels piéton". Strasbourg, 2011. https://publication-theses.unistra.fr/public/theses_doctorat/2011/MUNSCH_Marie_2011.pdf.

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Les piétons sont considérés comme les usagers les plus vulnérables de la route et représentent à eux seuls 13 % des tués lors d'accidents de la route en France. Depuis plusieurs années, afin d'améliorer la sécurité des piétons, un premier pas a été de comprendre les relations entre la conception du véhicule et les mécanismes de lésion du piéton. Des modèles mathématiques multicorps de piétons et de véhicules ont été développés dans le but de simuler la cinématique de la victime lors d'impact avec le véhicule. Ce sont ces efforts de modélisation qui doivent conduire à la définition des conditions initiales de la tête à l'impact pour la simulation du traumatisme crânien au moyen d'une modélisation par éléments finis. Dans ce contexte, l'objectif est de développer une méthodologie de reconstruction de l'accident réel de piéton, afin de déterminer sa cinématique puis à terme de simuler le traumatisme crânien. Cette dernière étape permettra in fine d'extraire des critères de blessure de la tête plus précis que les critères actuellement en vigueur. Il est ainsi nécessaire de définir des modèles mathématiques de véhicule et de piéton. Une évaluation de différents modèles multicorps de coups ainsi que des conditions aux limites de la tête a été réalisée à l'aide d'une analyse modale multidirectionnelle. Puis la thèse se portera sur le développement d'une méthode de reconstruction automatisée de la cinématique du piéton par la modélisation multicorps. Une application de l’outil développé est réalisée sur une base de données de 8 accidents réels piéton/véhicule
Pedestrians are considered the most vulnerable road users and alone account for 13% of killed in road accidents in France. For several years, to improve pedestrian safety, the first step was to understand the relationship between vehicle design and mechanisms of pedestrian injuries. Mathematical multibody models of pedestrians and vehicles have been developed to simulate the kinematics of the victim during impact with the vehicle. These are the modeling efforts that should lead to the definition of the initial conditions of the head at impact for the simulation of head injury using a finite element modeling. In this context, the objective is to develop a methodology for the reconstruction of real pedestrian accident to determine its kinematics and to simulate the head injury. This last step will ultimately extract head injury criteria more accurate than the criteria currently used. It is thus necessary to define mathematical models of vehicle and pedestrian. An evaluation of different models of multibody neck models and head boundary conditions was performed using a multi-modal analysis. Then the thesis will be on developing an automated method of reconstruction of the pedestrian kinematics with multibody modeling. An application of the developed tool is performed on a database of 8 real accidents of pedestrian vs. Vehicle

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Bara, Aude. "Contribution à l'étude de l'efficacité des rideaux d'eau face à une fuite d'ammoniac". Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11051.

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L'objectif de cette thèse est de mettre en œuvre des essais expérimentaux de dispersion d'ammoniac afin d'observer l'efficacité des dispositifs de "rideau d'eau" générés à partir de la lance queue de paon employée par les sapeurs-pompiers. Pour cela, sont étudiées en première partie les différentes problématiques rencontrées dans ce contexte. Il s'agit d'abord de comprendre le phénomène de débit diphasique d'ammoniac à partir d'une bouteille de ce gaz liquéfié sous pression, puis celui de la dispersion du nuage de gaz lourd constitué à l'occasion de cette émission. Enfin, les caractéristiques des rideaux d'eau sont globalement décrites et explicitées, en dépit du peu de littérature traitant du sujet, et qui plus est en matière de rideau d'eau ascendant et qualifiable d' " incontrôlable " tel que l'est celui utilisé ici. La seconde partie du mémoire explicite la méthodologie de mise en œuvre des essais expérimentaux, ainsi que les différentes expériences réalisées en termes de conditions sur le terrain et de concentrations mesurées. L'ensemble de ces paragraphes a mis en évidence la complexité du phénomène étudié ici, liée entre autres à la multiplicité des paramètres interférents. Un dernier chapitre laisse la place à l'interprétation des résultats en terme d'efficacité, et l'étude de différents paramètres (absorption, effet d'obstacle, dilution, réchauffement du nuage et accélération de l'évaporation, influence de la distance entre l'écran et la fuite, débit d'ammoniac, météorologie). La modélisation mathématique est ensuite abordée : l'intérêt de cette étude était également de vérifier l'aptitude des différents modèles, que ce soit pour l'évaluation du débit d'ammoniac, que pour approcher au mieux les concentrations en gaz auxquelles on peut être confronté sur le terrain. En conclusion, un certain nombre d'axes d'amélioration sont proposés pour des études à venir.

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Carnevali, Sofia. "Unsteady aspects of sodium-water reaction : water cleaning of sodium containing equipments". Compiègne, 2012. http://www.theses.fr/2012COMP2034.

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Cette thèse s’insère dans le cadre des réacteurs rapides à caloporteur sodium (RNRNA) pour lesquels la connaissance approfondie de la réaction chimique entre le sodium et l’eau représente un challenge important aussi bien pour les opérations de traitement du sodium mises en oeuvre durant l’exploitation ou le démantèlement des installations actuelles que pour la filaire SFR (Sodium Fast Reactor) qui est un des concepts de référence envisagé pour les réacteurs de IV génération (R4G). Le sodium est utilisé dans ce type de réacteurs comme réfrigérant primaire du fait de ses propriétés thermiques et neutroniques. Toutefois, le sodium réagit énergiquement avec l’eau (en produisant principalement de l’hydrogène et de la soude) : la compréhension et la maîtrise de cette réaction représentent un enjeu majeur pour la sûreté des réacteurs. Jusqu’à aujourd’hui, le caractère explosif du contact entre sodium et eau était attribué à la réaction secondaire entre l’hydrogène (produit par la réaction sodium-eau) et l’oxygène présent dans l’air. Une importante recherche bibliographique a été conduite et plusieurs expériences ont démontré la présence de réaction explosive aussi bien en présence qu’en absence d’air. Par conséquence, les phénomènes explosifs ne sont pas forcement liés à la présence d’oxygène. La reprise de l’analyse des essais réalisés au CEA, a permis d’avoir une meilleure compréhension phénoménologique de la réaction. L’importance de la vaporisation de l’eau et son potentiel explosif ont été mis en évidence. D’autres essais ont été réalisés dans le cadre de cette thèse pour compléter la compréhension des aspects dynamiques de la réaction. L’étude et l’application aux résultats expérimentaux avec le modèle actuellement utilisé au CEA a bien démontré la nécessité de développer un modèle physique capable de prévoir les effets de pression qui suivent l’interaction entre le sodium et l’eau. Un modèle physique a donc été proposé sur la base des phénomènes identifiés pendant la première partie de cette thèse. Les résultats sont en très bon accord avec les données expérimentales. En conclusion, la complexité de l’interaction entre le sodium et l’eau, qui implique des phénomènes en cinétique rapide en même temps chimiques et thermodynamiques a représenté un important challenge. Ceci a abouti à une meilleure compréhension phénoménologique de la réaction et à la proposition d’un modèle physique tenant compte des aspects thermochimiques et dynamiques, capable d’évaluer les effets explosifs de l’interaction
Sodium fast Reactor (FSR) is one of the most promising nuclear reactor concepts in the frame of Generation IV systems to be commercialised in the next decades. One important safety issue about this technology is the highly exothermal chemical reaction of sodium when brought in contact with liquid water. This situation is likely, in particular during decommissioning, when sodium needs to be firstly converted (‘destroyed’) into non reactive species. This is achieved by water washing : the major products are then gaseous hydrogen and corrosive soda. Today, such operations are performed in confined chambers to mitigate the consequences of any possible abnormal conditions. It has for long been believed that the main safety problem was the combustion of hydrogen in the surrounding air despite some pioneering works suggested that even without air the reaction could be explosive. It is extremely important to clarify the phenomenology of sodium-water interactions since available knowledge does not allow a robust extrapolation of existing data/model to full scale plants. The primary objective of this work is to identify and assess the details of the phenomenology, especially at the sodium/water interface, to isolate the leading mechanisms and to propose a robust and innovative modelling approach. A large body of yet unreleased experimental data extracted from the files of the French Commissariat à l’Energie Atomique (CEA) was collated and analysed on the basis of “explosion” physics. Some additional experiments were also performed to fill some gaps, especially about the kinetics of the reaction. The results strongly suggest that the fast expansion of gas producing a blast wave in certain conditions is a kind of vapour explosion. It also appears that any potential hydrogen-air explosion should be strongly mitigated by the large quantity of water vapour emanating also from the reaction zone. The limitations of existing modelling approaches are clearly identified and alternatives are proposed and offer a better perspective of extrapolation to full scale installations

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Geraldo, Issa Cherif. "On the consistency of some constrained maximum likelihood estimator used in crash data modelling". Thesis, Lille 1, 2015. http://www.theses.fr/2015LIL10184/document.

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L'ensemble des méthodes statistiques utilisées dans la modélisation de données nécessite la recherche de solutions optimales locales mais aussi l’estimation de la précision (écart-type) liée à ces solutions. Ces méthodes consistent à optimiser, par approximations itératives, la fonction de vraisemblance ou une version approchée. Classiquement, on utilise des versions adaptées de la méthode de Newton-Raphson ou des scores de Fisher. Du fait qu'elles nécessitent des inversions matricielles, ces méthodes peuvent être complexes à mettre en œuvre numériquement en grandes dimensions ou lorsque les matrices impliquées ne sont pas inversibles. Pour contourner ces difficultés, des procédures itératives ne nécessitant pas d’inversion matricielle telles que les algorithmes MM (Minorization-Maximization) ont été proposées et sont considérés comme pertinents pour les problèmes en grandes dimensions et pour certaines distributions discrètes multivariées. Parmi les nouvelles approches proposées dans le cadre de la modélisation en sécurité routière, figure un algorithme nommé algorithme cyclique itératif (CA). Cette thèse a un double objectif. Le premier est d'étudier l'algorithme CA des points de vue algorithmique et stochastique; le second est de généraliser l'algorithme cyclique itératif à des modèles plus complexes intégrant des distributions discrètes multivariées et de comparer la performance de l’algorithme CA généralisé à celle de ses compétiteurs
Most of the statistical methods used in data modeling require the search for local optimal solutions but also the estimation of standard errors linked to these solutions. These methods consist in maximizing by successive approximations the likelihood function or its approximation. Generally, one uses numerical methods adapted from the Newton-Raphson method or Fisher’s scoring. Because they require matrix inversions, these methods can be complex to implement numerically in large dimensions or when involved matrices are not invertible. To overcome these difficulties, iterative procedures requiring no matrix inversion such as MM (Minorization-Maximization) algorithms have been proposed and are considered to be efficient for problems in large dimensions and some multivariate discrete distributions. Among the new approaches proposed for data modeling in road safety, is an algorithm called iterative cyclic algorithm (CA). This thesis has two main objectives: (a) the ﬁrst is to study the convergence properties of the cyclic algorithm from both numerical and stochastic viewpoints and (b) the second is to generalize the CA to more general models integrating discrete multivariate distributions and compare the performance of the generalized CA to those of its competitors

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Gong, Helin. "Data assimilation with reduced basis and noisy measurement : Applications to nuclear reactor cores". Thesis, Sorbonne université, 2018. http://www.theses.fr/2018SORUS189.

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Le but de la thèse est d'améliorer l'interprétation physique et numérique de l'information impliquée dans l'assimilation de données avec des stratégies de réduction de modèles modernes et efficaces pour les systèmes gouvernés par des EDPs. Plus précisément, l'accent mis sur la tâche d'assimilation des données est lié à l'estimation de l'état pour les problèmes stationnaires, en particulier l'estimation de l'état neutronique dans les applications aux réacteurs nucléaires. Dans la première partie de la thèse, nous analysons et adaptons les approches GEIM (Generalized Empirical Interpolation Method) et PBDW (Parametrized-Background Data-Weak) du problème d'estimation d’état. Nous formulons l'analyse de stabilité pour GEIM/PBDW. Ensuite, nous proposons des approches dites « contraintes-stabilisées » (CS-GEIM / CS-PBDW) pour améliorer les performances de stabilité vis-à-vis de mesures bruitées. Une forme fermée dite GEIM / PBDW régularisée (R-GEIM / R-PBDW) est également proposée pour améliorer l'efficacité computationnelle. Dans la seconde partie, nous appliquons les techniques développées aux problèmes réels du partenaire industriel EDF, à savoir : i) la disposition de capteurs dans un cœur de réacteur nucléaire et ii) la reconstruction de champs neutroniques avec des mesures avec ou sans bruit. Les tests numériques confirment la faisabilité des techniques développées pour répondre au problème important et inévitable des mesures bruitées dans le domaine de l'assimilation de données par base réduite. Dans la troisième partie, nous fournissons des matériaux supplémentaires en i) traitant des échecs de mesure pour l'assimilation de données avec une base réduite, en particulier, EIM, comme un problème pratique; et ii) traitant de la méthode d'échantillonnage adaptatif pour fournir plus de possibilités dans les problèmes d'ingénierie avec espace des paramètres de grande dimension
The goal of the thesis is to improve the physical and numerical interpretation of the information involved in data assimilation with modern and efficient model reduction strategies for systems held by PDEs. Specifically, the focus on the data assimilation task is related with the state estimation for stationary problems, especially neutronic state estimation in nuclear reactor applications. In the first part of the thesis, we analyze and adapt the generalized empirical interpolation method (GEIM) and the parametrized-background data-weak (PBDW) approach to the state estimation problem. We formulate the stability analysis for GEIM/PBDW. Then we propose the so-called constrained stabilized GEIM/PBDW (CS-GEIM/CS-PBDW) approaches to improve the stability performance with respect to noisy measurements. A closed form so-called regularized GEIM/PBDW (R-GEIM/R-PBDW) are also proposed to improve the computational efficiency. In the second part we apply the developed techniques to real case problems provided by the industrial partner EDF, namely, i) sensor placement in a nuclear reactor core and ii) neutronic field reconstruction with noisy or noise-free measurements. Numerical tests confirm the feasibility of developed techniques to address the important and inevitable concern of noisy measurements in the field of data assimilation with reduced basis. In the third part we provide supplementary materials in i) dealing with measurement failures for data assimilation with reduced basis, particularly, EIM, as a practical issue; and ii) dealing with the adaptive sampling method to provide more potential for engineering problems with high-dimensional parameter space

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Blanc-Tranchant, Patrick. "Elaboration et qualification des schémas de calcul de référence pour les absorbants dans les réacteurs à eau pressurisée". Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11045.

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Ce travail s'insere dans le contexte d'amelioration de la precision des calculs neutroniques qui doit permettre un gain de marges sur le fonctionnement des centrales nucleaires de type reacteurs a eau pressurisee (rep). Il apporte plus precisement une contribution a l'amelioration du calcul des grappes d'absorbants qui permettent d'assurer le controle de ces reacteurs. Il s'agissait tout d'abord d'elaborer et de valider un schema de calcul de reference, fonde sur le code deterministe apollo2, d'une telle grappe d'absorbants, puis de qualifier ce schema de calcul, par comparaison de ses resultats a des valeurs experimentales. Cette etude, physiquement delicate, a necessite la realisation de differentes etapes intermediaires, concernant les problemes plus simples de calcul de reseaux de crayons combustibles d'abord, puis de calcul d'un seul absorbant (b 4c, aic, hafnium) insere dans un tel reseau, qui se sont traduites par la definition et la qualification de schemas de calcul de reference specifiques. Le developpement de cet ensemble de schemas de calcul a ete mene par le biais de comparaisons a des calculs etalons, realises a l'aide du code stochastique polycinetique (monte-carlo) tripoli4, qui permet de mener des calculs sans approximations physiques. Leur qualification s'est quant a elle appuyee sur une base experimentale constituee d'experiences francaises menees dans le reacteur eole du centre d'etudes nucleaires de cadarache : experiences mistral, suivies en partie au cours de ce travail, pour l'etude des absorbants isoles, et experiences anterieures, issues du programme epicure, pour l'etude des grappes. A l'issue de ce travail, on a pu ameliorer tres sensiblement, par rapport aux resultats disponibles jusqu'alors, aussi bien le calcul des absorbants isoles que celui des grappes. Le calcul de ces dernieres, en particulier, est ainsi desormais qualifie avec un ecart a l'experience de l'ordre des incertitudes experimentales, soit a mieux que 2. 5%.

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Gasca, Petrica. "Zirconium – modélisation ab initio de la diffusion des défauts ponctuels". Thesis, Lille 1, 2010. http://www.theses.fr/2010LIL10111/document.

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Le Zirconium, sous forme d’alliage, est l’élément principal du gainage combustible des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Sous irradiation, les gaines s’allongent de manière significative, phénomène attribué à la croissance de boucles de dislocations lacunaires dans les plans de base de la structure hexagonale compacte. La compréhension des mécanismes à l’échelle atomique à l’origine de ce processus à motivé ce travail. Par le biais de la modélisation atomique ab initio nous avons étudié la structure et la mobilité des défauts ponctuels dans le Zirconium. Nous avons ainsi constaté que quatre défauts interstitiels possèdent des énergies de formation très proches, dans une fourchette de 0,11 eV. L’étude des chemins de migration nous a permis de dégager des énergies d’activation des sauts premiers voisins, utilisées comme paramètres d’entrée pour un code Monte Carlo cinétique. Ce code a été développé pour calculer le coefficient de diffusion du défaut interstitiel. Nos résultats conduisent à une migration deux fois plus rapide parallèlement aux plans de base que parallèlement à l’axe c, avec une énergie d’activation de 0,08 eV, indépendante de la direction. Le coefficient de diffusion de la lacune, estimé en utilisant un modèle à deux sauts, est également anisotrope, avec un processus plus rapide dans les plans de base que perpendiculairement à ceux-ci. L'influence de l'hydrogène sur la germination des boucles de dislocations lacunaires a été étudiée suite à l'observation expérimentale d'une accélération de la croissance des gaines en présence de cet élément
Zirconium is the main element of the cladding found in pressurized water reactors, under an alloy form. Under irradiation, the cladding elongate significantly, phenomena attributed to the vacancy dislocation loops growth in the basal planes of the hexagonal compact structure. The understanding of the atomic scale mechanisms originating this process motivated this work. Using the ab initio atomic modeling technique we studied the structure and mobility of point defects in Zirconium. This led us to find four interstitial point defects with formation energies in an interval of 0.11 eV. The migration paths study allowed the discovery of activation energies, used as entry parameters for a kinetic Monte Carlo code. This code was developed for calculating the diffusion coefficient of the interstitial point defect. Our results suggest a migration parallel to the basal plane twice as fast as one parallel to the c direction, with an activation energy of 0.08 eV, independent of the direction. The vacancy diffusion coefficient, estimated with a two-jump model, is also anisotropic, with a faster process in the basal planes than perpendicular to them. Hydrogen influence on the vacancy dislocation loops nucleation was also studied, due to recent experimental observations of cladding growth acceleration in the presence of this element

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Pomies, Catherine. "Traçage isotopique des migrations d'uranium dans l'environnement granitique de la minéralisation uranifère de Palmottu (sud-ouest Finlande)". Montpellier 2, 1999. http://www.theses.fr/1999MON20111.

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Des recherches ont ete engagees a travers le monde pour evaluer les possibilites de confinement des dechets nucleaires en formations geologiques profondes. La mineralisation uranifere de palmottu (finlande) est un analogue naturel permettant l'etude des migrations d'uranium au cours du temps dans un milieu cristallin fracture soumis a differents regimes de circulations. Les cristallisations de carbonates de calcium presentes dans les fractures des roches ont ete etudiees comme temoins des circulations hydrothermales anciennes ou actuelles susceptibles de disperser l'uranium dans le milieu. Cinq forages repartis le long de deux profils est-ouest recoupant la mineralisation uranifere ont ete echantillonnes. Les fractures les moins contaminees par la presence d'argiles ont ete selectionnees. Ces fractures sont tres fines (0. 05 a 1 mm), la quantite d'echantillon disponible pour les analyses est donc reduite. De plus, les analyses au meb de ces fractures revellent la presence, dans la matrice carbonatee, d'argiles et de micro-inclusions de pyrites et coffinites. La mineralogie complexe des remplissages de fractures, ainsi que la faible quantite d'echantillons disponibles (< 100 mg) a oblige au developpement de techniques analytiques adaptees (tims et sims). Les compositions isotopiques en u/th, pb, sr, c et o ont neanmoins pu etre analysees. Les rapports 2 3 4u/ 2 3 8u des eaux souterraines actuelles ont ete egalement mesures. Les isotopes du pb ont permis de dater a 1925 ma l'evenement hydrothermal responsable de la mise en place de la mineralisation d'uranium et probablement de la cristallisation des remplissages de fractures. Des concentrations sub-actuelles d'uranium au sein des cristallisations de fractures ont ete cependant mises en evidence par les datations u/th. Ces mobilisations d'uranium ont pu etre mises en evidence a plusieurs echelles, le long des profils etudies et dans les fractures elles memes. Neanmoins la dispersion de l'uranium dans le milieu semble fortement limitee, les echantillons d'eaux et de remplissages de fractures presentant de fortes concentrations en uranium sont localises a proximite des lentilles d'uraninite (100 m). En depit des circulations actuelles et passees, le confinement de l'uranium est assure par des phenomenes naturels de reprecipitation de l'uranium dissous.

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Droin, Jean-Baptiste. "Modélisation d’un transitoire de perte de débit primaire non protégé dans un RNR-Na". Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016GREAI044/document.

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Afin d’évaluer la sûreté d’ASTRID (Réacteur à Neutrons Rapide refroidi au sodium), les transitoires accidentels sont actuellement étudiés avec des codes de calculs déterministes coûteux en temps de calcul, comme SIMMER-III ou SAS-SFR. En complément de ces études, le CEA a entrepris le développement d’outils de calculs analytiques simulant les différents phénomènes physiques régissant ces transitoires. Ces outils permettent, compte-tenu de leur robustesse et des faibles temps de calculs, de prendre en compte par une approche probabiliste les incertitudes et d’analyser de manière statistique les résultats. Ce traitement s’avère en effet indispensable afin de tenir compte des incertitudes physiques et de la variabilité des scénarios de déroulement du transitoire accidentel. In fine, les études réalisées avec ce type d’outils, couplant une modélisation analytique de la physique à un traitement statistique des résultats, fourniront des informations quantitatives sur les marges de sûreté, vis-à-vis de critères donnés.Le développement et la validation de l’outil dédié aux transitoires de perte de débit primaire non protégé (ULOF - Unprotected Loss Of Flow), résultant du déclenchement des pompes primaires sans reprise de secours ni chute des barres de contrôle, fait l’objet de cette thèse. Cet outil a été nommé MACARENa (Modélisation de l'ACcident d'Arrêt des pompes d'un Réacteur refroidi au sodium). Au cours de cette thèse, seule la phase primaire de l’accident a été traitée.Le début de cette phase, enclenchée par la réduction du débit primaire, est gouverné par le couplage entre la thermohydraulique et les contre-réactions neutroniques. Le code MACARENa simule, selon les conditions initiales, l’établissement de la convection naturelle monophasique ou la stabilisation de l’ébullition dans la partie haute du cœur. Si l’écoulement est instable, l’excursion de débit conduisant à l’assèchement des aiguilles puis à leur dégradation est aussi modélisée. A la suite d’un tel transitoire, l’outil calcule la fusion et la relocalisation des gaines et du combustible ainsi que l’entraînement d’acier liquide par les vapeurs de sodium et le possible bouchage de l’assemblage par des matériaux resolidifiés, avant de suivre l’évolution de bains fondus qui conduisent à la rupture des tubes hexagonaux. Les mouvements de matériaux induisent aussi des effets neutroniques complexes qui sont traités dans la modélisation.Les modélisations effectuées pour construire l’outil MACARENa ont été validées sur des expériences à effets séparés (thermohydraulique ou de dégradation) et des résultats issus de code déterministes.Finalement, des études de propagation d’incertitudes et d’analyses de sensibilité sont réalisées avec cet outil afin d’illustrer son intérêt vis-à-vis de la démonstration de sûreté
Within the framework of the Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) R&D program of CEA (French Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives), safety in case of severe accidents is assessed.Such transients are usually simulated with mechanistic codes (such as SAS-SFR and SIMMER III). As a complement to these codes, which give reference accidental transient calculations, a new physico-statistical approach is currently followed by the CEA; its final objective being to derive the variability of the main results of interest for safety. This approach involves a fast-running description of extended accident sequences coupling physical models for the main phenomena to advanced statistical analysis techniques. It enables to perform a large number of simulations in a reasonable computational time and to describe all the possible bifurcations of the accident transient.In this context, this PhD work presents the physical tool (models and results assessment) dedicated to the initiation and primary phases of an Unprotected Loss Of Flow accident (i.e. until the end of sub-assemblies degradation and before large molten pools formation). The accident phenomenology during these phases is described and illustrated by numerous experimental evidences.It is underlined that the features of the new heterogeneous core concept (called CFV of the French ASTRID prototype) leads to different kinds of ULOF transients than those occurring in the previous past homogeneous cores (SuperPhenix, Phenix...). Indeed, its negative void effect drops the nuclear power when sodium heats-up and possibly boils. This enables three types of ULOF transients characterized by various core final states; the first two types leading to final coolable core states in natural circulation flow (the first one in single phase, the second one in stabilized two-phase flow) whereas the core undergoes a flow excursion followed by sub-assemblies degradation in the last type. In this study, a particular attention is paid to stabilize boiling occurrence which leads to minimize severe accident consequences.The phenomena occurring during the various ULOF transients are modelled in accordance to the level of details required to catch all the possible bifurcations of the transient. The tool coupled different (2D, 1D and 0D) models of thermics, thermo-hydraulics, core degradation (material melting and motions) and neutronics. The assumptions associated to these models are highlighted, discussed and validated. The physical tool capability of simulating the various realistic ULOF transients (without boiling, with stabilized boiling or flow excursion after boiling) is demonstrated by comparisons to experimental results (GR19, SCARABEE experiments) and to mechanistic simulations (CATHARE2 and SIMMER III).Parametric studies are then carried out on two variables: the fuel burn-up and the model of neutronic feedbacks. They underline the important influence of these parameters on the transient and the final core state. Finally, a preliminary sensitivity analysis (2000 simulations) is performed on 26 uncertain parameters (linked to initial core configuration, accident features, model uncertainties and radial nodalization). The variability of the final core state is underlined and quantified; only around 25% of cases lead to core degradation. The main influent parameters on transient phenomena are also identified, enabling to prioritize core design and safety studies.In the future, this tool will be used for safety-informed design and stability analyses of fast reactor systems, allowing to emphasize the main dominant phenomena and trends of significance for safety assessment

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Tesis sobre el tema "Accidents nucléaires – Modèles mathématiques"

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