Literatura académica sobre el tema "Assainissement et démantèlement nucléaire"

Le Japon préfère-t-il recourir aux organisations internationales de sécurité régionales et mondiales ou utiliser une diplomatie bilatérale dans le domaine de sécurité ? À travers trois études de cas, cet article examine la gestion japonaise des enjeux de sécurité touchant le Japon et son environnement géostratégique régional et mondial. Il établit que malgré son intérêt assidu d'agir à travers les us et de contribuer à la diplomatie multilatérale, Tokyo demeure toujours pris dans une logique bilatéraliste. L'engagement japonais dans le KEDO, une structure multilatérale vouée au démantèlement du programme nucléaire nord-coréen, et les efforts pour gérer le contentieux territorial avec la République populaire de Chine et Taïwan montrent que le bilatéralisme reste encore la norme en Asie-Pacifique en présence de réseaux informels. La volonté de Tokyo de jouer un rôle prédominant dans la réforme du Conseil s'est heurtée à des difficultés qui ne paraissent pas encourager le Japon dans sa quête institutionnaliste.

En France, l’industrie nucléaire civile a pris son essor dans les années 1960-1970. Des installations (réacteur nucléaire, laboratoire, usine, etc.) construites à cette période ont depuis arrêté leur exploitation. Elles font l’objet d’une série d’opérations d’assainissement et de démontage que l’on regroupe sous le vocable de « démantèlement » ou « déconstruction ».

Lorsqu’une installation nucléaire (réacteur nucléaire, laboratoire…) est arrêtée, elle est assainie (élimination des substances radioactives) et démantelée (démontage des éléments) selon un référentiel de sûreté, puis déclassée pour servir à de nouveaux usages ou être démolie. Exemple du démantèlement d’une cellule blindée, étape par étape.

La déconstruction est une étape normale de la vie d’une centrale nucléaire qu’EDF assume tant sur les plans financier, technique que réglementaire. Le groupe avance sur le démantèlement en cours de ses 9 réacteurs, de 4 technologies différentes, et compte en faire un levier de développement à l’international.

La transition numérique est un enjeu majeur pour toutes les filières industrielles. Le nucléaire ne déroge pas à la règle. Les outils numériques sont d’ores et déjà employés pour la mise en service des EPR, la maintenance des réacteurs existants et facilitent les opérations de démantèlement ou de gestion des déchets. La maîtrise et le déploiement des dernières innovations serviront le nucléaire de demain y compris la construction des futurs EPR 2 ou du SMR Nuward.

En tant qu’exploitant nucléaire, le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) est responsable du démantèlement de ses installations et de la gestion des déchets qui en sont issus. La spécificité du CEA réside dans la grande variété d’installations qu’il exploite et donc, à terme, d’installations à démanteler.

Ce travail de thèse s’inscrit dans le projet DEM’N’MELT dont le but est de vitrifier des déchets de moyenne ou haute activité issus du démantèlement d’installations nucléaires. Les compositions de déchet considérées dans ce manuscrit, riches en P2O5, MoO3 et ZrO2 et dont l’activité résulte essentiellement du 137Cs, sont basées sur celles des déchets générés par le démantèlement de l’usine UP1 de Marcoule. Leur principale caractéristique est leur variabilité de composition. L’objectif est d’étudier l’incorporation de ces déchets dans un verre aluminoborosilicaté riche en alcalins à 1100 °C.Le premier axe d’étude consiste à se placer dans un système proche du système industriel (11 oxydes). Il a mis en évidence que MoO3 et P2O5 sont les deux principaux constituants du déchet conduisant à des séparations de phases et/ou des cristallisations. Celles-ci peuvent, dans le cas des phases molybdates, contenir du Cs. Aux teneurs envisagées, ZrO2 s’incorpore quant à lui dans la matrice sans générer d’hétérogénéités.Le deuxième axe se concentre sur l’étude structurale et microstructurale des mécanismes d’incorporation de P2O5 et MoO3 dans un système simplifié (6-7 oxydes). Ces éléments sont tout d’abord considérés seuls puis incorporés conjointement. Il apparaît que P et Mo s’insèrent majoritairement sous forme d’entités isolées (PO43- et MoO42-) du réseau vitreux et que leur incorporation conjointe augmente la tendance à la cristallisation du système
This work belongs to the DEM’N’MELT project, which is dedicated to the vitrification of intermediate or high level radioactive wastes coming from the dismantling of nuclear facilities. The waste compositions of this study, rich in P2O5, MoO3 et ZrO2 which activity is mainly due to 137Cs are close to the ones of the shutdown UP1 facility (Marcoule). Their main feature is the variability of their composition. This work objective is to study the incorporation of these wastes in an aluminoborosilicate glass rich in alkali oxides at 1100 °C.The first part of the study will be dedicated to a system close to the industrial one (11 oxides). It highlights that MoO3 and P2O5 are the main waste constituents responsible for phase separation or crystallization. Moreover, molybdate crystalline phases can contain Cs. ZrO2 is incorporated in the glassy matrix without leading to heterogeneities.Then, a simplified system (6-7 oxides) is studied along with the structural and microstructural incorporation mecanisms of P2O5 and MoO3. These oxides are first considered alone and then added simultaneously. This second study highlights that P et Mo mainly lead to the formation of entities isolated from the glassy network and that their simultaneous addition increases the crystallization tendency

Suite à des incidents de départ de feu pendant le démantèlement d’installations nucléaires lors desdécoupes de métal a chaud, l’IRSN s’intéresse aux particules émises par les procédés de découpe etleurs effets potentiels de dégradation des barrières de confinement. L’insta1lation CAPIMIF a étédéveloppée pour reproduire des opérations de découpe de métaux représentatives de chantiers dedémantèlement. Afin de lui conférer un caractère semi analytique, cette installation a été automatisée et instrumentée avec des moyens de diagnostics permettant de caractériser en vol les particules, en termes de taille, de vitesse et de température. Les essais montrent que les particules dont la température est supérieure a 430 °C, dégradent le medium filtrant, pouvant ainsi le perforer ou diminuer localement son épaisseur, ce qui conduit à une baisse de son efficacité de filtration. Descorrélations empiriques ont été établies permettant de prévoir la perte d’efficacité de filtration
Fire hazards while metal cutting on dismantling operations led IRSN to focus a study on incandescent particles emitted by these cutting tools and their impact on air filter. An experimentalsystem was designed, representative of dismantling operations with instrumentations adapted for inflight particles measurement, such as size, velocity and temperature. The particles are characterized from the emission source (automated cut-off grinder) and all along their path into the ventilation duct to their impact on a filter. The temperature of the particles, greater than 430 °C damages the filter medium, and may reduce the filter thickness or perforate it, which leads to a decrease of its filtration efficiency determined according to the French standard. Comparison between the characteristics of the particles and the filtration efficiency has permitted to establish empirical correlations in order to predict the loss of filtration efficiency versus the cutting parameters

En fin de vie, les installations nucléaires font l’objet d’opérations complexes dites d’assainissement et de démantèlement (A&D), nécessitant la collaboration d'un grand nombre d'acteurs de domaines d'activité variés. Ces opérations sont réalisées dans un contexte réglementaire et économique contraint, impliquant de nombreuses exigences nécessitant démonstrations et justifications avant comme pendant leur exécution, afin de démontrer et s’assurer de leur efficience et de la sûreté des personnes comme des installations. Certaines problématiques persistent aujourd’hui pour parvenir à une vision globale d’un projet lorsqu’il est en préparation puis en exécution, en tenant compte à la fois des référentiels d’exigences et des contraintes fortes, et des échelles temporelles très distendues. Deux ont été particulièrement considérées. Premièrement, la reproductibilité pour l’instant limitée des éléments des projets d’A&D, des usages et des pratiques, malgré l'existence de nombreux référentiels, normes, et retours d'expériences valorisés. Celle-ci est pourtant indispensable pour aller vers une vision opérationnelle plus industrielle de l’A&D. Deuxièmement, l’interopérabilité est une problématique majeure tant au niveau de l’organisation qu'aux niveaux des processus et des données, informations et connaissances, recueillies et manipulées tout au long de la vie de l’installation. De fait, les modèles ne sont pas toujours aptes à fournir, au regard des besoins de toutes les parties prenantes, une représentation suffisante, globale, et transversale, des projets. Leur fédération ou leur composition reste problématique pour donner à chaque instant une vision d’ensemble cohérente, et pour justifier avec un niveau de traçabilité élevé les opérations d’A&D.Cette thèse propose une méthode outillée et opérationnelle, pour la description, l’analyse et l’aide au pilotage de projets d’A&D. Elle vise une finalité de développement de progiciel support de cette méthode. Deux notions importantes ont guidé ces travaux. Durant sa conception, comme son exécution, un projet d’A&D est vu et doit donc être modélisé comme un système de systèmes, afin de tenir compte des différents facteurs de complexité qui le caractérisent. Durant son exécution, les responsables doivent gérer le projet et les incertitudes et aléas, qui en sont inhérents et peuvent impacter sa planification et son organisation. La notion de workflow adaptatif apparait comme pertinente pour aider à ce pilotage, qui doit rester totalement maitrisé, justifié, tracé, et être lui-même source de retours d’expérience pour en assurer la reproductibilité future. Les travaux menés ont donc consisté à élaborer et tester in situ la méthode souhaitée, en croisant les principes de la systémique, de l’ingénierie système basée sur des modèles, de l’ingénierie de projets, et de la modélisation d’entreprise. Cette méthode propose d'abord une formalisation des concepts de l’A&D, puis un ensemble logique, ouvert et interopérable de langages de modélisation, et enfin une démarche opératoire à suivre pour disposer d’une vision globale et holistique des projets d’A&D. Un outil démonstrateur a été développé et expérimenté sur un chantier pilote du CEA afin de vérifier la pertinence, l’exhaustivité, l’efficience, et le caractère transposable de la méthode élaborée. Cet outil se base sur un modèle générique et structurant pour les projets d’A&D, proposé par ces travaux, et permet de réutiliser des modèles, en adaptant le concept de patron de conception à la modélisation de l’A&D
At the end of their life, nuclear facilities are subject to complex dismantling and decommissioning (D&D) operations, which require the collaboration of a large number of stakeholders from various businesses. These operations are carried out in a constrained regulatory and economic context, involving numerous requirements. This requires demonstrations and justifications before and during the execution of operations, in order to attest and ensure their efficiency and the safety of both people and facilities. Nowadays, some issues remain problematic to reach a global vision of a project when it is in preparation and then in execution, taking into account at the same time the numerous requirements, the severe constraints, and the very long time scales. Two have been particularly considered. Firstly, the reproducibility currently limited of D&D projects elements, uses and practices, despite the presence of many references, standards, and valued feedback. This is essential to head for a more industrial vision of D&D. Secondly, interoperability is a major issue at the organizational level as well as at the process or data, information and knowledge levels. The models do not always enable to provide, regarding the needs of all the stakeholders, a sufficient, global and transversal representation of the projects. Their federation or their composition remains difficult to give at each moment a coherent holistic view, and to justify with a high level of traceability the D&D operations.This thesis proposes an equipped and operational method, for the description, the analysis and the management support of D&D projects. Its final purpose is the development of enterprise software supporting this method. Two important notions have guided this work. During its design and its execution, a D&D project is seen and must therefore be modeled as a system of systems, in order to take into account its various complexity factors. During its execution, managers must pilot the project and the inherent uncertainties and hazards that may affect its planning and its organization. The notion of adaptive workflow appears relevant to help this project management, which shall remain fully controlled, justified, and traced. This shall also be a source of feedback to ensure future reproducibility. This work involved developing and testing the desired method in situ, combining the principles of systemics, model-based systems engineering, project engineering, and enterprise modeling. This method first proposes a formalization of the D&D concepts, then a logical, open and interoperable set of modeling languages, and finally an operating procedure that must be followed to establish a global and holistic vision of D&D projects. A demonstrator tool has been developed and tested on a CEA project to verify the relevance, completeness, efficiency and transposability of the developed method. This tool is based on a generic and structuring model for D&D projects, proposed by this work. It enables to reuse models by adapting the concept of design pattern to the modeling of D&D

Dans le cadre des opérations de démantèlement des centrales nucléaires UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz), l’occurrence de phénomènes indésirables, tels que l’inflammation et l’explosion de poudres, ne peut pas être systématiquement exclue. Plus particulièrement, le risque d’inflammation et d’explosion de poussières de graphite, pur ou mélangé avec des impuretés métalliques telles que des particules de magnésium ou de fer, nécessite d’être évalué de façon plus approfondie. Les travaux de cette thèse s’inscrivent donc dans ce contexte et ont deux objectifs principaux : l’évaluation expérimentale de l’explosivité et sa modélisation. 1. L’évaluation expérimentale de l’explosivité des poudres d'intérêt a été réalisée tant en termes de sensibilité à l’inflammation, en couche et en nuage, que de sévérité à l’explosion. En effet, les caractéristiques explosives d’une poussière ou d’un mélange sont fortement influencées par plusieurs paramètres. Ils dépendent d’une part des conditions opératoires, tels que la turbulence, la température et l'énergie d’inflammation, et d’autre part, des propriétés physico-chimiques et de la composition des matériaux. Cette étude s’est focalisée sur des poudres pures de graphite, de magnésium et de fer de taille micrométrique et sur leurs mélanges, dans un éventail de concentrations d’intérêt industriel. Nous avons constaté que l’introduction de métaux peut changer en premier lieu l’étape limitant la vitesse de combustion du graphite. Tout d’abord, les phénomènes cinétiques limitant de l’oxydation du graphite ont été distingués de ceux des métaux (respectivement, réaction hétérogène ou flamme de diffusion gazeuse). En deuxième lieu, il est apparu que la flamme peut être épaissie par la présence du rayonnement lors de la combustion du métal, alors que ce phénomène est négligeable pour le graphite pur. Enfin, la turbulence initiale du nuage de poussière peut être elle aussi modifiée par l'ajout d'une deuxième poudre en vue des caractéristiques granulométriques et de densité différentes. Une étude paramétrique a donc été réalisée afin d'évaluer l'explosibilité des mélanges considérés en prenant en compte les effets de l'humidité relative des poudres, de leur distribution granulométrique, de la puissance de la source d'ignition, de la turbulence initiale du milieu et de la composition. Pour ce faire, nous avons utilisé à la fois des appareils et des technologies conventionnelles, tels que la sphère de 20 litres, la vélocimétrie par images de particules et la thermogravimétrie, mais également des nouvelles installations dédiées à la caractérisation des écoulements turbulents transitoires lors de la dispersion des poudres dans la sphère d'explosion et à l’étude de la propagation d’une flamme en milieu semi-confiné. Il a été clairement démontré que l'ajout de poudres métalliques influence l'aptitude à enflammer le nuage de poussière. L'énergie et la température minimale d'inflammation diminuent fortement lorsque le magnésium est ajouté au graphite ; ce phénomène est moins sensible pour les particules de fer. De plus, la sévérité de l'explosion augmente avec une telle addition. Cet effet de promotion est particulièrement visible sur la cinétique de combustion. 2. La modélisation du phénomène explosif a été réalisée à l’aide de la simulation numérique afin d’estimer une vitesse de propagation de flamme laminaire et d’étudier les effets induits par des facteurs spécifiques d’intérêt industriel, tels que le diamètre des particules ou la concentration en poudre. L’intérêt d’estimer une vitesse de flamme laminaire réside dans son caractère pseudo-intrinsèque. En connaissant les caractéristiques turbulentes d’un milieu industriel complexe, ce paramètre donne la possibilité d’obtenir une vitesse de propagation de flamme turbulente propre au milieu réel et donc d’estimer les effets d’une explosion potentielle. Les résultats expérimentaux ont été utilisés afin de valider le modèle numérique développé
During the decommissioning operations of the UNGG (Natural Uranium Graphite Gas) nuclear plants, the occurrence of undesirable phenomena, such as dust ignition and explosion, cannot be systematically neglected. In particular, graphite powders, pure or mixed with metals impurities present on the sites, such as magnesium or iron, can represent a potential risk that needs to be further evaluated. This work falls within this context and has two main objectives: the experimental evaluation of the explosion severity and its modeling. 1. The experimental evaluation of the explosivity of such a powders has been carried out both in terms of ignition sensitivity, of dust layer and cloud, and explosion severity. Actually, explosive characteristics of a dust or of a mixture are strongly influenced by several parameters. They depend on the one side on the operating conditions, such as turbulence, temperature and energy of the ignition source, and on the other side, of course, on the materials physicochemical properties and composition. This study focuses on pure micronized powders of graphite, magnesium, and iron and on their mixtures, in a concentration range of industrial interest. It has been demonstrated that the introduction of metals can change, first of all, the rate limiting step of the graphite combustion. Therefore, the kinetic phenomena controlling the graphite oxidation have been distinguished from those of metals (oxygen diffusion or metal vaporization). Secondly, the flame can be thickened by the presence of the radiation during the metal combustion, while this phenomenon is negligible for pure graphite. Finally, the initial turbulence of the dust cloud can be modified by adding a second powder because of the different granulometric characteristics and density. A parametric study was conducted to evaluate the mixtures explosivity taking into account the effects of the relative humidity, the particle size distribution of the powders, the power of the ignition source, the initial turbulence and the composition of the mixture. In order to do this, we used both conventional devices and technologies, such as 20-liters explosion sphere, the particles image velocimetry and the thermogravimetry, but also new facilities dedicated to the characterization of the transient turbulent flow during the dispersion of the powders in the explosion sphere and to study the propagation of a semi-confined flame. It was clearly demonstrated that the addition of metals influences the ability to ignite the dust cloud. The minimum ignition energy and temperature greatly decrease when magnesium powder is added to graphite dust; this phenomenon is less remarkable for iron particles. In addition, the severity of the explosion increases with such an addition. This promotion effect is particularly significant on the combustion kinetics. 2. The modeling of the explosive phenomenon has been performed using numerical simulations in order to estimate a laminar flame propagation velocity and to study the effects induced by specific factors of industrial interest, such as the particle size or the powder concentration. The interest in determining a laminar flame velocity is its pseudo-intrinsic character. Once known the turbulent characteristics of a complex industrial environment, this parameter gives the opportunity to obtain a turbulent flame propagation velocity in a real environment and, therefore, to estimate the effects of a potential explosion. Experimental results were used to validate the numerical model developed during this work

Le travail de thèse cherche à dresser une passerelle entre la question du changement organisationnel et celle des risques, à travers l'étude d'une phase complexe du cycle de vie d'une installation nucléaire : le passage du fonctionnement au démantèlement. Ce dernier clôt une dynamique d'exploitation et en hérite les habitudes, les circuits de communication et de décision, mais s'accompagne d'un changement organisationnel conséquent que les acteurs doivent apprendre et intégrer. Il s'agit donc d'interroger la dynamique de transformation organisationnelle en la replaçant dans un mouvement plus global d'évolution d'une installation dans le temps. Nous cherchons à comprendre dans quelle mesure l'organisation mise en place répond ou non aux besoins de l'installation et de ses acteurs. La thèse montre que la transition s'inscrit dans une temporalité propre où les conséquences et la compréhension du changement ne sont pas homogènes. La transition s'accompagne d'une appropriation différée des nouveaux circuits de décision ainsi que d'une recomposition des réseaux d'acteurs. Cette recomposition met en évidence une tendance au contournement temporaire des structures légitimes de l'organisation qui permet la synthèse progressive des nouvelles contraintes et des anciens univers référentiels des acteurs
The thesis seeks to establish a bridge between the issue of organizational change and safety, through the study of a complex phase of the life cycle of a nuclear facility: the transition from operation to decommissioning. Decommissioning closes an operating dynamics and inherits habits, communication channels and decision, but is accompanied by an organizational change plant operatives must understand and take possession of. The thesis therefore examines the dynamics of organizational transformation by taking into account a broader movement of evolution of a system over time. We seek to understand how the organization does or does not meet the needs of the facility and its actors. We show that the transition follows in its own temporality and that the consequences and their understanding are not homogeneous. The transition is accompanied by a deferred appropriation by the plant operatives of the new decision circuits, and a radical recomposition of operatives networks. This reconstruction reveals a trend towards a temporary bypass of legitimate organizational structures, as well as a gradual synthesis of the old and new referential universes for the plant operators

Le démantèlement des réacteurs nucléaires de première génération UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets de graphites irradiés. Les principaux radionucléides présents dans ces déchets sont des produits d’activation tels que le 14C, le 36Cl et le 3H. Les deux premiers sont dimensionnants pour le stockage, le 14C (T =5730 ans) essentiellement en raison de son inventaire initial important et le 36Cl du fait de sa longue période (302 000 ans). Le scénario de référence envisagé pour la gestion de ces déchets de faible activité à vie longue est le stockage mais une décontamination préalable plus ou moins poussée a également été envisagée. De ce fait, la connaissance de la localisation et la spéciation de ces radionucléides dans le graphite irradié est un prérequis indispensable pour l’optimisation d’un procédé de traitement et l’évaluation de la sûreté du stockage. L’objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en oeuvre des études expérimentales permettant, dans une première partie, de simuler et d’évaluer l’impact de la température, de l’irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire du 14C en réacteur et sur les modifications structurales qui en découlent. Les données ainsi acquises servent d’appui à la deuxième partie de ce travail consacrée à l’étude d’un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d’eau. Ce travail est mené par implantation de l’isotope stable 13C permettant de simuler la présence de l’isotope radioactif 14C. L’utilisation de différentes natures de graphite de référence tels qu’un graphite vierge de qualité nucléaire, un graphite modèle HOPG bien ordonné de structure lamellaire et un graphite de structure nanoporeuse de type SLX 50 broyé permet de simuler les différents états de structure rencontrés dans un graphite irradié par des neutrons. L’étude d’échantillons inactifs permet ainsi de s’affranchir des contraintes liées à l’étude d’échantillons radioactifs et de réaliser des études paramétriques du comportement migratoire de l’espèce implantée, difficiles à mettre en oeuvre sur du graphite irradié. La première partie de ce travail consiste en l’étude des effets couplés et découplés de la température et de l’irradiation ionique (simulant l’irradiation neutronique) sur le comportement migratoire du 13C. Les résultats obtenus montrent que, dans la gamme de températures du graphite en réacteur (200 - 500 °C), le 13C est stable quel que soit l’état de l’endommagement de la structure du graphite. D’une manière générale, l’irradiation et la température ont des effets antagonistes. L’irradiation induit une déstructuration du graphite compensée par les effets de recuit conduisant à la réorganisation de la structure dont le degré dépend de l’état initial. Ainsi, en fonction de la localisation du graphite au sein du modérateur, son état de structure sera contrasté selon qu’il aura été irradié dans les zones chaudes à haut flux neutronique ou dans les zones à bas flux et plus froides. Cependant, dans tous les cas, le 14C aura été stabilisé. La deuxième partie concerne l’étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d’eau qui a été réalisée sur un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d’eau. L’influence de la température (700 °C et 900 °C) et de l’humidité relative (50 % HR et 90 % HR) a été testée à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min sur les différents échantillons de référence. L’utilisation d’eau marquée avec de l’18O a permis de tracer la migration des espèces oxydantes dans le graphite. Ainsi, l’efficacité du procédé a été mise en évidence permettant une élimination préférentielle par gazéification des zones les plus nanoporeuses qui sont à priori également les plus concentrées en 14C
The decommissioning of French gas cooled nuclear reactors (UNGG) will generate around 23000 tons of irradiated graphite waste containing radionuclides such as 14C, 36Cl. Both might be dose determining at the outlet, 14C as major contributor to the radioactive dose and 36Cl due to its mobility in the clay repository. The reference management for this Low-Level Long-Lived Waste (LLW-LL) is disposal but its partial decontamination has also been foreseen. Therefore, information on inventory, location and speciation of the radionuclides in the irradiated graphite are mandatory for optimizing the decontamination process and to get reliable insights on the behavior of the radionuclides in the repository. This thesis supported by EDF aims in a first part at studying the impact of temperature, graphite irradiation and radiolytic corrosion on the behavior of 14C and following structure modification. Then, the acquired data are used to support the second part devoted to study 14C decontamination by steam reforming. 13C implantation is used to simulate the presence of 14C. The experiments are carried out on different reference samples such as virgin nuclear graphite, a model and ordered lamellar HOPG graphite and a nanoporous graphite SLX 50 that allow simulating the different structural states of a neutron irradiated graphite. The first part investigates the coupled and decoupled effects of ion irradiation (used to simulate neutron irradiation) on 13C migration. The results show that, at reactor temperatures of 200 - 500 °C, 13C remains stable whatever the graphite structural disorder level. Irradiation and temperature have antagonist effects: irradiation disorders graphite whereas temperature has an annealing effect leading to a reordering of the graphite structure at a level depending on its initial one. Thus, according to graphite position in the moderator this will lead to structure contrasts depending on whether it has been irradiated at high neutron flux and high temperature or low neutron flux and colder temperature. However, 14C is stabilized in the graphite structure in all cases. The second part is devoted the study of 14C steam reforming using a thermogravimetric analyzer coupled to a steam generator. The reference samples were analyzed at temperatures of 700 °C and 900 °C and relative humidities of 50 % and 90 % at a constant humid gas rate of 50 mL/min. 18O labelled water was used to follow the migration of the oxidizing species into graphite. Accordingly, the tests put in evidence the preferential gasification of nanoporous graphite that should also be the richest in 14C. Moreover, the addition of Ni to graphite before steam reforming proved to be very efficient but the gasification was very important and needs adjusting Ni impregnation

L’américain James MOORE a été le premier à évoquer le concept d’écosystème d’affaires dans un article de 1993 et dans un ouvrage paru en 1996. Plusieurs questions théoriques nous paraissent cependant devoir être complétées : - La place et le rôle d’une firme leader au sein d’un écosystème d’affaires - La question du cycle de vie d’un écosystème d’affaires - L’apparition du terme « écosystème de l’innovation » et son positionnement par rapport à ce concept d’écosystème d’affaires. Pour étudier ces différentes questions de recherche, nous avons observé durant une longue durée l’évolution de la plate-forme nucléaire de Marcoule. En 2013, le CEA Marcoule a lancé l’initiative du Pôle de Valorisation des Sites Industriels. L’objectif de la firme leader est donc de transformer son écosystème d’affaires en écosystème de l’innovation.Dans la première partie de l’étude de cas, nous avons étudié les motivations de la firme leader pour transformer son écosystème d’affaires en écosystème de l’innovation.Le démantèlement nucléaire conduit à sept grands paradoxes (humain, contractuel, déchets, sûreté, financier, territorial, technologique). Le cas Marcoule démontre que si les paradoxes sont majeurs, l’entreprise peut ne pas trouver en interne, par ses propres forces, les moyens d’y répondre. Certains paradoxes imposent des innovations d’exploration sur les plans conceptuels, managériaux et technologiques.La deuxième partie de l’étude de cas a été consacrée à l’étude du rôle du CEA Marcoule, leader de l’écosystème d’affaires territorial, pour transformer celui-ci.Dans ce cadre, nous avons pu observer et décrire trois actions concrètes d’enrôlement des acteurs, dans l’objectif de promouvoir une dynamique d’innovation :- La traduction marché de la montée en gamme de l’écosystème - La création d’un objet-frontière autour de la labellisation écosystèmique - L’ouverture de l’innovation Cette phase d’observation des actions d’enrôlement initiées par le leader de l’écosystème s’est déroulée durant la période de 2013 à mi 2017. Nous avons pu observer les débuts prometteurs de l’initiative PVSI et l’enrôlement réussi des acteurs autour des premiers projets lancés. L’observation du terrain de recherche Marcoule à travers le prisme de notre cadre conceptuel, la sociologie de la traduction, permet de mettre en évidence deux résultats importants.En premier lieu, l’étude du cas Marcoule nous permet de compléter l’approche théorique sur le cycle de vie d’un écosystème d’affaires, en particulier sur la notion d’intentionnalité. En effet, les changements de phase, de la naissance à l’expansion, de l’expansion à l’autorité et de l’autorité au déclin, ne résultent pas des actions prévisibles d’acteurs déterminés par la biologie, mais résultent des intentions stratégiques d’acteurs intelligents. Cette approche nous permet de proposer un nouvelle vision du cycle de vie d’un écosystème d’affaires : Naissance  Expansion  Transformation en écosystème de l’innovation  Déclin et MortEn second lieu, l’observation du cas Marcoule et de la firme leader de son écosystème d’affaires territorial permet de compléter les travaux académiques qui existent sur l’articulation des différentes formes d’ambidextrie. Le cas étudié permet ainsi de mettre en évidence l’existence d’une concurrence ambidextrielle pour l’allocation des ressources qui s’appuie sur l’instrumentalisation des paradoxes internes à l’organisation
The American James MOORE was the first to discuss the concept of business ecosystem in an article from 1993 and in a book published in 1996. Several theoretical questions seemingly need to be completed:- The place and role of a leading firm within a business ecosystem - The question of the life cycle of a business - The emergence of the term "ecosystem of innovation" and its positioning in relation to the concept of business ecosystem.In order to study those different research questions, we have observed for a long time the evolution of the nuclear platform of Marcoule. In 2013, the CEA Marcoule launched the Industrial Sites Valorisation Pole initiative, which aims to promote the upgrading of the ecosystem. The objective of the leading firm is therefore to transform its business ecosystem into an ecosystem of innovation. In the first part of the case study, we studied the motivations of the leading firm for transforming its business ecosystem into an innovation ecosystem.Nuclear dismantling leads to seven major paradoxes (human, contractual, waste, safety, financial, territorial, technological). The case of Marcoule demonstrates that if the paradoxes are major, the company may not find, internally, by its own forces, the means to respond. Some paradoxes impose innovations of exploration on the conceptual, managerial and technological levels. The second part of the case study was devoted to the study of the role of the CEA Marcoule, leader of the territorial business ecosystem in order to transform it. Then we observed and described three concrete enrolment actions of the actors,- The translation on the market of the ecosystem upgrading- The creation of a frontier object around ecosystem labelling- The opening of the innovation This phase of observation of the enrolment actions initiated by the leader of the ecosystem took place during the period from 2013 to mid 2017. We were able to observe the promising start of the PVIS initiative and the successful enrolment of the actors around the first projects that were launched. The observation of the Marcoule research field through the prism of our conceptual framework, the sociology of translation, makes it possible to highlight two important results.First, the study of the Marcoule case allows us to complete the theoretical approach on the life cycle of a business ecosystem, in particular on the notion of intentionality. Phase changes - from birth to expansion, from expansion to authority and from authority to decline - do not result from the foreseeable actions of actors determined by biology, but are the result of the strategic intentions of intelligent actors who continually calculate the gains and losses they can derive from their participation in the business ecosystem.We suggest replacing the traditional life cycle of a business ecosystem proposed by James MOORE (Birth  Expansion  Authority  Renewal  Decline and Death) by the following sequence (Birth  Expansion  Transformation in ecosystem of innovation  Decline and Death).Secondly, the observation of the Marcoule case and the leading firm of its territorial business ecosystem completes the academic work that exists on the articulation of different forms of ambidexterity. The CEA/Marcoule case shows us that all the implemented ambidextrous actions were legitimised by highlighting the problems needing to be solved, linked to the paradoxes of nuclear dismantling. purchasing needs to achieve a competition respecting all the rules of the public procurement

Un gel fortement acide et oxydant, à matrice purement organique, a été formulé dans l'objectif de l'appliquer sur des parois métalliques contaminées par des radioéléments. Les propriétés rhéologiques pertinentes au regard de l'application envisagée (caractère rhéofluidifiant, thixotropie, seuil d'écoulement...) ont été analysées dans différents milieux : purement aqueux, acide (HNO3 2 mol/kg), acide et cérique ( (NH4)2Ce(NO3)6 1 mol/kg). La matrice organique utilisée, le xanthane, présente pour de faibles concentrations massiques (1 à 2 %) des caractéristiques exceptionnelles dans de tels milieux, même si sa résistance à l'oxydation est limitée à quelques heures. La complexation des sites polaires du polymère par les espèces cériques nous a ensuite amené à explorer les propriétés acido-basiques du xanthane par potentiométrie et RMN du proton. Enfin, un dispositif d'ozonolyse a été mis en œuvre afin d'éliminer la matière organique résiduelle contenue dans les effluents issus du traitement décontaminant. Cette technique s'est révélé efficace en milieu acide mais limitée en milieu acide et cérique. Ce dernier aspect mérite d'être approfondi en vue d'une utilisation dans l'industrie nucléaire.

En France, 23 000 tonnes de graphites irradiés générés par le démantèlement des réacteurs nucléaires de première génération Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) sont en attente d'une solution de gestion à long terme. Cette thèse porte sur le comportement du tritium, l'un des principaux contributeurs à l'inventaire radiologique des graphites à l'arrêt des réacteurs. Afin d'anticiper des rejets de tritium lors du démantèlement ou de la gestion des déchets, il est indispensable d'obtenir des données sur sa migration, sa localisation et son inventaire. Notre étude repose sur la simulation du tritium par implantation de l'ordre de 3 % at. de deutérium jusqu'à environ 3 μm dans un graphite nucléaire vierge. Celui-ci a ensuite subi des recuits jusqu'à 300 h et 1300 ° C sous atmosphère inerte, gaz caloporteur UNGG et gaz humide, dans le but de reproduire des conditions proches de celles rencontrées en réacteur et lors des opérations de gestion des déchets. Les profils et la répartition spatiale du deutérium ont été analysés via la réaction nucléaire 2H(3He,p)4He. Les principaux résultats montrent un relâchement thermique du deutérium se produisant selon trois régimes contrôlés par le dépiégeage de sites superficiels ou interstitiels. L'extrapolation des données au cas du tritium tend à montrer que son relâchement thermique en réacteur pourrait avoir été inférieur à 30 % et localisé à proximité des surfaces libres du graphite. L'essentiel de l'inventaire en tritium à l'arrêt des réacteurs serait retenu en profondeur dans les graphites irradiés, dont la décontamination nécessiterait alors des températures supérieures à 1300 °C, et serait plus efficace sous gaz inerte que sous gaz humide
In France, 23 000 t of irradiated graphite that will be generated by the decommissioning of the first generation Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) nuclear reactors are waiting for a long term management solution. This work focuses on the behavior of tritium, which is one of the main contributors to the radiological inventory of graphite waste after reactor shutdown. In order to anticipate tritium release during dismantling or waste management, it is mandatory to collect data on its migration, location and inventory. Our study is based on the simulation of tritium by implantation of approximately 3 at. % of deuterium up to around 3 μm in a virgin nuclear graphite. This material was then annealed up to 300 h and 1300 °C in inert atmosphere, UNGG coolant gas and humid gas, aiming to reproduce thermal conditions close to those encountered in reactor and during waste management operations. The deuterium profiles and spatial distribution were analyzed using the nuclear reaction 2H(3He,p)4He. The main results evidence a thermal release of implanted deuterium occurring essentially through three regimes controlled by the detrapping of atomic deuterium located in superficial or interstitial sites. The extrapolation of our data to tritium suggests that its purely thermal release during reactor operations may have been lower than 30 % and would be located close to the graphite free surfaces. Consequently, most of the tritium inventory after reactor shutdown could be trapped deeply within the irradiated graphite structure. Decontamination of graphite waste should then require temperatures higher than 1300°C, and would be more efficient in dry inert gas than in humid gas

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en œuvre des études expérimentales permettant de simuler et d'évaluer l'impact de la température, de l'irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire en réacteur du 14C et de son précurseur azote. Les données ainsi acquises sont intégrées dans la deuxième partie de ce travail consacrée à l'étude d'un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau. La démarche expérimentale consiste à simuler respectivement la présence de 14C et de 14N par implantation ionique de 13C et d'azote (14N ou 15N) dans un graphite de rondin SLA2 vierge. Cette étude montre que dans la gamme de températures du graphite en réacteur (100 - 500°C) et en absence de corrosion radiolytique, le 13C est stable thermiquement quel que soit l'état de structure du graphite. En revanche, les expériences d'irradiation du graphite chauffé à 500°C au contact d'un gaz représentatif du caloporteur radiolysé montrent le rôle synergique joué par les espèces oxydantes et l'endommagement du graphite favorisant la mobilité du 13C par gazéification des surfaces et/ou oxydation sélective du 13C plus faiblement lié. En ce qui concerne l'azote constitutif, il a tout d'abord été démontré que sa concentration en surface atteint plusieurs centaines de ppm (< 500 ppm at.) et décroît en profondeur jusqu'à environ 160 ppm at.. Contrairement au 13C implanté, l'azote implanté migre à 500°C lorsque le graphite est fortement déstructuré (environ 8 dpa) alors qu'il reste stable pour un taux de déstructuration moindre (0,14 dpa). Les expériences montrent également le rôle synergique des excitations électroniques et de la température qui accélèrent le transport de l'azote vers la surface du graphite. Cette migration de l'azote semble se faire sous forme moléculaire d'espèces C-N, C=N voire C N. Après huit heures d'irradiation ces espèces ne sont toutefois pas ou peu relâchées et restent bloquées à la surface. L'étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d'eau a nécessité la mise en place d'un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d'eau ainsi que l'optimisation des paramètres de l'étude. Les influences de la température (700°C et 900°C) et de l'humidité relative (50 % HR et 90 % HR) ont été testées à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min. Dans ces conditions, l'oxydation sélective du carbone implanté a été confirmée
The dismantling of UNGG reactors in France will generate about 23 000 tons of radioactive graphite wastes. To manage these wastes, the radiological inventory and data on radionuclides (RN) location and speciation should be determined. 14C was identified as an important RN for disposal due to its high initial activity and the risk of release of a mobile organic fraction in environment, after water ingress into the disposal. Hence, the objective of this thesis, carried out in partnership with EDF, is to implement experimental studies to simulate and evaluate the impact of temperature, irradiation and graphite radiolytic corrosion on the in reactor behavior of 14C and its precursor, 14N. The obtained data are then used to study the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor. The experimental approach aims at simulating the presence of 14C and 14N by the respective ion implantation of 13C and 14N or 15N in virgin graphite. This study shows that, in the temperature range reached during reactor operation, (100-500°C) and without radiolytic corrosion, 13C is thermally stable whatever the initial graphite structure. Moreover, irradiation experiments were performed on heated graphite (500°C) put in contact with a gas representative of the radiolysed coolant gas. They show the synergistic role played by the oxidative species and the graphite structure disorder on the enhancement of 13C mobility resulting in the gasification of the graphite surface and/or the selective oxidation of 13C more weakly bound than 12C. Concerning the pristine nitrogen, we showed first that the surface concentration reaches several hundred ppm (<500 ppm at) and decreases at deeper depths to about 160 ppm at.. Unlike implanted 13C, implanted nitrogen migrates at 500 ° C when the graphite is highly disordered (about 8 dpa) while remaining stable for a lower disorder rate (0.14 dpa). Experiments also show the synergistic role by electronic excitations and temperature that accelerate the transport of nitrogen to the surface of the graphite. Nitrogen seems to migrate in the form of molecular species (CN, C = N or C N). After eight hours of irradiation these species are, however, little or not released and blocked at the surface. The study of the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor was performed with a thermogravimetric device coupled to a steam water generator device. The influence of temperature (700 ° C and 900 ° C) and of the relative humidity (50% RH and 90% RH) was tested with a wet gas fixed flow rate of 50 ml/min. Under these conditions, the selective oxidation of implanted carbon was confirmed

Ce chapitre présente les principaux concepts de coûts (coût comptable, coût économique, coût du capital, coût de démantèlement, etc.) et analyse le rôle du calcul économique dans le choix des équipements de production d’électricité. Les déterminants du « coût moyen actualisé (LCOE) » du MWh électrique sont analysés. Le chapitre se termine avec une étude de cas et des simulations de prix de revient de l’électricité nucléaire.

Ce chapitre analyse les enjeux industriels de la filière nucléaire française et sa restructuration depuis 2015. Il aborde en détail le développement de la filière de 3ème génération (EPR) et les projets de nouveaux réacteurs, y compris les SMR (projet Nuward). Il analyse également le plan Excell mis en place par EDF pour améliorer les compétences de la filière et les enjeux liés à la prolongation de la durée d’exploitation du parc actuel. Une attention particulière est donnée aux conditions et aux coûts de démantèlement des installations nucléaires (principe du pollueur-payeur et principe du préfinancement des opérations via des provisions).