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This thesis, based on experimentation and numerical modeling aims at a better understanding of the behaviour of reinforced concrete slabs equipped with shear reinforcements, by measuring the effect of stirrups on their shear strength. A bibliographical synthesis was first carried out to highlight the parameters acting on the shear stress through the results of previous work and studies such as the characteristic resistance of concrete in compression, the rate of longitudinal and transverse reinforcements, the shear to span ratio the size of the aggregates and the applying of an axial load. The experimental campaign was then carried out on thirty slabs including 9 slabs without shear reinforcement and 21 slabs with stirrups shared in four series, the first designed to study the global and local shear behaviour, the second to analyze the interaction of the stirrups with the longitudinal reinforcement, the third to study the effect of an axial effort on the shear strength and to check whether there is interference from the shear reinforcement on the behaviour of axial effort and the fourth to study the effect of meshing of aggregates by varying the size of their maximum diameter. The results confirm the shear gain through the adding of stirrups and also their interaction with longitudinal reinforcement and axial compression. Also, the stirrups cancel the effect of increasing the diameter of concrete aggregates. The experimental results are compared with the forecasts based on Eurocode 2, the French national Annex, the Fib Model Code 2010 and the ACI 318-14. The results show that overall the French approach ANF (avg = 1.00, std = 0.08) and the fib Model Code 2010 give very close results of experimental values. The EC2 also gives acceptable results with reasonable security margins. Comparison of the analytical results obtained with the EC2, the ACI 318-14, the Fib Model Code shows that both the ANF is successful; The best average of the "experimental shear strength and the numerical shear strength ratio (1.014) was obtained with the ANF (0.03). The modeling of slabs, using the elastoplastic concrete model with damage through ABAQUS EXPLICIT gives results comparable to the experimental results, not only for the determination of the ultimate load and the maximum shear strength but also for the failure mode which is similar to the experimental one., Cette thèse, en s’appuyant sur l’expérimentation et la modélisation numérique vise à une meilleure compréhension du comportement des dalles épaisses en béton armé sous sollicitations de cisaillement. Le cas particulier des dalles avec épingles est d’ailleurs spécifiquement étudié et comparé aux dalles sans armatures d’effort tranchant, l’influence de l’effort membrane est également abordé. Une synthèse bibliographique a tout d’abord été effectuée pour mettre en évidence les paramètres agissant sur la contrainte de cisaillement à travers les résultats des travaux et études précédentes comme la résistance caractéristique du béton en compression, le taux d’armatures longitudinales et transversales, et le rapport a/d, la taille des granulats. La campagne expérimentale a ensuite été réalisée sur trente dalles dont 9 dalles sans épingles et 21 dalles avec épingles partagées en quatre séries, la première conçue pour étudier le comportement global et local au cisaillement, la deuxième pour analyser l’interaction des épingles avec les armatures longitudinales, la troisième pour étudier l’effet d’un effort axial sur la résistance au cisaillement et vérifier s’il existe une interférence des aciers d’effort tranchant sur l’effort axial et la quatrième pour étudier l’effet de l’engrènement des granulats en faisant varier la taille de leur diamètre maximal. Les résultats montrent l’augmentation de la résistance au cisaillement grâce aux épingles mais également l’interaction de ceux-ci avec les armatures longitudinales et l’effort de compression. Pour ce qui est de l’influence de l’augmentation du diamètre des granulats, celle-ci est supplantée par les épingles qui remplacent cet effet. Les résultats expérimentaux sont comparés aux prévisions basées sur l’Eurocode 2, l’Annexe Nationale Française, le Fib Model Code 2010 et l’ACI 318-14. Les résultats montrent que globalement l’approche française ANF et le fib Model Code 2010 donnent des résultats très proches des valeurs expérimentales. L’EC2 donne également des résultats acceptables avec des marges de sécurité raisonnable. La comparaison des résultats analytiques obtenus avec l’EC2, l’ACI 318-14, le Fib Model Code montre que l’ANF donnent de bons résultats. La modélisation des dalles, en utilisant le modèle de béton élasto-plastique avec endommagement d’ABAQUS EXPLICIT, donne les meilleurs résultats en comparaison avec la campagne expérimentale, tant pour la détermination de la charge ultime et de l’effort tranchant maximal que pour le mode de rupture qui est similaire au mode de rupture expérimental.

Dans le cadre industriel des réacteurs nucléaires de fission électrogènes, cette synthèse d’une grandepartie de mes activités de recherche est faite sous le thème de la modélisation et du développement deméthodes pour la simulation numérique de phénomènes associés aux interfaces entre différents matériaux.Ces travaux s’inscrivent dans deux domaines distincts de la physique des réacteurs nucléaires : d’une part,la neutronique qui s’intéresse à la caractérisation de la population des neutrons au sein d’un réacteurde fission, d’autre part, la physique du corium qui porte sur le comportement des matériaux fondus(combustible, structure, ...) du réacteur au cours d’un accident grave de fusion du cœur.En neutronique, les besoins en simulation relatifs aux réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodiumm’ont amené à participer au développement d’un solveur 3D pour l’équation de transport des neutronsbasé sur la méthode Galerkin discontinue. Dans ce cadre, j’ai contribué :• à l’analyse et au développement de méthodes de raffinement adaptatif hp (en ordre et en espace)associées à ce schéma de discrétisation spatiale ;• à l’extension de la théorie standard des perturbations (qui permet de relier les variations de réactivitéaux variations locales des paramètres régissant l’état du système) à cette discrétisation adaptative ;• à l’amélioration du traitement de l’interface entre le cœur et le réflecteur d’un réacteur à neutronsrapides vis-à-vis de l’homogénéisation énergétique.Pour ce qui est de la physique du corium, en support à l’étude de la stratégie de rétention du corium encuve pour les réacteurs à eau légère, mes travaux ont porté essentiellement sur la modélisation tant à uneéchelle macroscopique que mésoscopique de certains phénomènes associés au comportement du corium.En particulier, j’ai contribué :• à l’amélioration de la modélisation thermohydraulique de la couche métallique supérieure du bainde corium ;• au développement d’une modélisation mésoscopique de la diffusion multicomposant multiphasiqueassociée à la cinétique de stratification des phases liquides du bain ;• à l’analyse du couplage des modèles de thermohydraulique et thermochimie pour le corium vis-à-visde la cohérence des données thermodynamiques mises en jeu.Par-delà la diversité des “physiques”, modèles et méthodes numériques mis en jeu dans les travauxrapportés ici, y est illustrée la position que j’ai essayé d’occuper dans ces processus de recherche à l’interfacepluridisciplinaire entre application industrielle et recherche académique.

Dans le cadre industriel des réacteurs nucléaires de fission électrogènes, cette synthèse d’une grandepartie de mes activités de recherche est faite sous le thème de la modélisation et du développement deméthodes pour la simulation numérique de phénomènes associés aux interfaces entre différents matériaux.Ces travaux s’inscrivent dans deux domaines distincts de la physique des réacteurs nucléaires : d’une part,la neutronique qui s’intéresse à la caractérisation de la population des neutrons au sein d’un réacteurde fission, d’autre part, la physique du corium qui porte sur le comportement des matériaux fondus(combustible, structure, ...) du réacteur au cours d’un accident grave de fusion du cœur.En neutronique, les besoins en simulation relatifs aux réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodiumm’ont amené à participer au développement d’un solveur 3D pour l’équation de transport des neutronsbasé sur la méthode Galerkin discontinue. Dans ce cadre, j’ai contribué :• à l’analyse et au développement de méthodes de raffinement adaptatif hp (en ordre et en espace)associées à ce schéma de discrétisation spatiale ;• à l’extension de la théorie standard des perturbations (qui permet de relier les variations de réactivitéaux variations locales des paramètres régissant l’état du système) à cette discrétisation adaptative ;• à l’amélioration du traitement de l’interface entre le cœur et le réflecteur d’un réacteur à neutronsrapides vis-à-vis de l’homogénéisation énergétique.Pour ce qui est de la physique du corium, en support à l’étude de la stratégie de rétention du corium encuve pour les réacteurs à eau légère, mes travaux ont porté essentiellement sur la modélisation tant à uneéchelle macroscopique que mésoscopique de certains phénomènes associés au comportement du corium.En particulier, j’ai contribué :• à l’amélioration de la modélisation thermohydraulique de la couche métallique supérieure du bainde corium ;• au développement d’une modélisation mésoscopique de la diffusion multicomposant multiphasiqueassociée à la cinétique de stratification des phases liquides du bain ;• à l’analyse du couplage des modèles de thermohydraulique et thermochimie pour le corium vis-à-visde la cohérence des données thermodynamiques mises en jeu.Par-delà la diversité des “physiques”, modèles et méthodes numériques mis en jeu dans les travauxrapportés ici, y est illustrée la position que j’ai essayé d’occuper dans ces processus de recherche à l’interfacepluridisciplinaire entre application industrielle et recherche académique.

International audience; Le premier réacteur à produire de l'électricité a été, en 1951, un réacteur à neutrons rapides refroidi par du métal liquide. Par la suite, dix-neuf réacteurs rapides, utilisant le sodium comme fluide caloporteur, ont été construits comme réacteurs expérimentaux, puis comme réacteurs de puissance. On trouvera dans cette monographie la description de cet historique et du retour d'expérience technique accumulé par ces réacteurs, dont les trois réacteurs français : RAPSODIE, PHENIX et SUPERPHENIX : conception, matériaux, mesures, instrumentation, inspection en service, composants, bilan de fonctionnement, etc.Les principes de conception de ce type de réacteur sont également explicités, mettant en valeur leurs considérables avantages potentiels : possibilité de brûler tout l'uranium, ce qui permettrait d'assurer l'approvisionnement électrique de la planète pour des millénaires ; possibilité de recycler tout le plutonium et l'uranium issus du retraitement en bouclant le cycle du combustible, ce qui minimiserait les déchets ultimes. Deux réacteurs rapides à sodium de forte puissance sont en construction : l'un en Inde et l'autre en Russie, et de nombreux projets sont à l'étude, dont le projet ASTRID, en France. Cette monographie donne l'état en 2013 de ces projets.Le déploiement de cette technologie prometteuse est actuellement ralenti, en particulier à cause du surcoût à la construction de ces réacteurs, par rapport aux réacteurs de la filière à eau. Un chapitre technico économique analyse les perspectives de ce déploiement, en relation avec l'évolution de la ressource uranium.

This work is part of the development of the IVth generation of nuclear reactors. It relates more precisely to the composite portion of the sandwich type tubular cladding considered by the CEA for RNR-NA/Gaz type reactors. The texture is formed by a braiding technique and the study focuses on interlocks braided composite. These relatively new structures require extensive mechanical characterization. Two experimental protocols were developed to conduct tensile and internal pressure tests on tubes. Three different textures have been characterized. In addition, a multi-scale model was developed to connect the microstructure of the tube to its mechanical properties. This model is validated for the elastic behavior of a characterized texture. A first approach to the damage in the structure is proposed and a possible improved protocol is discussed., Ce travail s’inscrit dans un contexte de développement des réacteurs de quatrième génération. Il concerne plus particulièrement la partie composite du gainage tubulaire de type sandwich envisagé par le CEA pour les réacteurs RNR-NA/Gaz. Le renfort est mis en forme par tressage et l’étude se focalise sur des composites tressés interlocks. Ces structures relativement nouvelles nécessitent une caractérisation mécanique poussée. Deux protocoles expérimentaux ont été développés permettant la réalisation d’essais de traction et de pression interne sur tube. Trois textures différentes ont ainsi été caractérisées. En parallèle un modèle multi-échelle a été mis en place permettant de relier la microstructure aux propriétés mécaniques du tube. Ce modèle est validé dans le domaine élastique sur une des textures caractérisées. Une première approche de l’endommagement de la structure est abordée et une amélioration possible du protocole est proposée.

International audience; Les réacteurs expérimentaux constituent une base nécessaire au développement et à l'évolution de l'énergie nucléaire. Ce sont eux qui ont ouvert la voie à l'utilisation du nucléaire avec la divergence de la première pile atomique CP1, en 1942, à Chicago, puis, dès la libération, celle de la pile atomique française ZOE, en 1948, au fort de Châtillon, démontrant ainsi l'aptitude à produire et à contrôler l'innovation technique majeure que constituait alors la réaction de fission en chaîne.Depuis, ils n'ont cessé d'apporter leur contribution, en permettant les mesures des caractéristiques neutroniques des cœurs de réacteurs, l'étude du comportement des matériaux et des combustibles sous l'effet de l'irradiation, l'étude des conséquences des situations accidentelles, la validation de concepts nouveaux et de prototypes, l'enseignement et la formation des exploitants sur de vraies installations nucléaires.Les réacteurs expérimentaux sont également mis en œuvre pour répondre aux besoins de la recherche en Physique fondamentale pour l'étude de la structure de la matière, ainsi que dans divers domaines d'application industrielle. En outre ils sont irremplaçables pour la production de radionucléides utilisés en médecine pour le diagnostic et la radiothérapie.A cette diversité d'utilisations correspond une très grande variété d'installations et des activités souvent conduites dans un cadre international, tant au niveau de la conception et de l'exploitation des réacteurs qu'au niveau des programmes que l'on y développe.

In the framework of ODS (Oxide Dispersion Strengthened) steels development for application as core materials in future nuclear reactors, a new process based on a reactive-inspired ball-milling, which consists in using YFe3 and Fe2O3 instead of Y2O3, and the influence of synthesis conditions on nano-oxides features were studied. To do so, ODS steels were prepared by ball-milling and annealing and then multi-scale characterizations were done after each step of the process. Atom probe tomography and small angle neutron scattering were used. It was shown that reactive-inspired ball-milling process was efficient for ODS steel synthesis, although it does not modify nano-oxides features. Broadly speaking, the nature of milling reactants has no impact on nano-oxides formation. Moreover it was proven that nano-oxides nucleation can start during ball-milling and afterwards it continues during annealing with a very fast kinetic. The features of nano-oxides formed in this way can be controlled through variations of ball-milling parameters (intensity, temperature and atmosphere) and annealing parameters (duration and temperature). Finally, it was shown that controlling ball-milling conditions was necessary to control the ODS steel final state.; Dans le cadre du développement des aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) pour le cœur des réacteurs nucléaires du futur, ce travail s'est focalisé sur l'étude d'une nouvelle voie de synthèse inspirée du broyage réactif, consistant à remplacer le réactif Y2O3 par YFe3 et Fe2O3, et sur l'influence des conditions de synthèse sur les caractéristiques des nano-oxydes. Pour cela, des aciers ODS ont été synthétisés par broyage et recuit et des caractérisations multi-échelles ont été effectuées après chaque étape de la synthèse. En particulier, on a utilisé la sonde atomique tomographique et la diffusion des neutrons aux petits angles. On a ainsi montré que le procédé inspiré du broyage réactif permet la synthèse d'un acier ODS mais qu'il ne modifie pas les caractéristiques des nano-oxydes. Plus généralement, la forme des réactifs de broyage n'a pas d'influence sur la formation des nano-oxydes. Ensuite, on a mis en évidence que la germination des nano-oxydes pouvait commencer au cours du broyage avant de se poursuivre avec une cinétique très rapide au cours du recuit. Les caractéristiques des nano-oxydes ainsi formés peuvent être contrôlées en faisant varier les paramètres de broyage (intensité, température et atmosphère) et de recuit (durée et température). Enfin, on a montré qu'il était nécessaire de contrôler les conditions de broyage pour maîtriser l'état final d'un acier ODS.

In the framework of ODS (Oxide Dispersion Strengthened) steels development for application as core materials in future nuclear reactors, a new process based on a reactive-inspired ball-milling, which consists in using YFe3 and Fe2O3 instead of Y2O3, and the influence of synthesis conditions on nano-oxides features were studied. To do so, ODS steels were prepared by ball-milling and annealing and then multi-scale characterizations were done after each step of the process. Atom probe tomography and small angle neutron scattering were used. It was shown that reactive-inspired ball-milling process was efficient for ODS steel synthesis, although it does not modify nano-oxides features. Broadly speaking, the nature of milling reactants has no impact on nano-oxides formation. Moreover it was proven that nano-oxides nucleation can start during ball-milling and afterwards it continues during annealing with a very fast kinetic. The features of nano-oxides formed in this way can be controlled through variations of ball-milling parameters (intensity, temperature and atmosphere) and annealing parameters (duration and temperature). Finally, it was shown that controlling ball-milling conditions was necessary to control the ODS steel final state.; Dans le cadre du développement des aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) pour le cœur des réacteurs nucléaires du futur, ce travail s'est focalisé sur l'étude d'une nouvelle voie de synthèse inspirée du broyage réactif, consistant à remplacer le réactif Y2O3 par YFe3 et Fe2O3, et sur l'influence des conditions de synthèse sur les caractéristiques des nano-oxydes. Pour cela, des aciers ODS ont été synthétisés par broyage et recuit et des caractérisations multi-échelles ont été effectuées après chaque étape de la synthèse. En particulier, on a utilisé la sonde atomique tomographique et la diffusion des neutrons aux petits angles. On a ainsi montré que le procédé inspiré du broyage réactif permet la synthèse d'un acier ODS mais qu'il ne modifie pas les caractéristiques des nano-oxydes. Plus généralement, la forme des réactifs de broyage n'a pas d'influence sur la formation des nano-oxydes. Ensuite, on a mis en évidence que la germination des nano-oxydes pouvait commencer au cours du broyage avant de se poursuivre avec une cinétique très rapide au cours du recuit. Les caractéristiques des nano-oxydes ainsi formés peuvent être contrôlées en faisant varier les paramètres de broyage (intensité, température et atmosphère) et de recuit (durée et température). Enfin, on a montré qu'il était nécessaire de contrôler les conditions de broyage pour maîtriser l'état final d'un acier ODS.

In the framework of ODS (Oxide Dispersion Strengthened) steels development for application as core materials in future nuclear reactors, a new process based on a reactive-inspired ball-milling, which consists in using YFe3 and Fe2O3 instead of Y2O3, and the influence of synthesis conditions on nano-oxides features were studied. To do so, ODS steels were prepared by ball-milling and annealing and then multi-scale characterizations were done after each step of the process. Atom probe tomography and small angle neutron scattering were used. It was shown that reactive-inspired ball-milling process was efficient for ODS steel synthesis, although it does not modify nano-oxides features. Broadly speaking, the nature of milling reactants has no impact on nano-oxides formation. Moreover it was proven that nano-oxides nucleation can start during ball-milling and afterwards it continues during annealing with a very fast kinetic. The features of nano-oxides formed in this way can be controlled through variations of ball-milling parameters (intensity, temperature and atmosphere) and annealing parameters (duration and temperature). Finally, it was shown that controlling ball-milling conditions was necessary to control the ODS steel final state.; Dans le cadre du développement des aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) pour le cœur des réacteurs nucléaires du futur, ce travail s'est focalisé sur l'étude d'une nouvelle voie de synthèse inspirée du broyage réactif, consistant à remplacer le réactif Y2O3 par YFe3 et Fe2O3, et sur l'influence des conditions de synthèse sur les caractéristiques des nano-oxydes. Pour cela, des aciers ODS ont été synthétisés par broyage et recuit et des caractérisations multi-échelles ont été effectuées après chaque étape de la synthèse. En particulier, on a utilisé la sonde atomique tomographique et la diffusion des neutrons aux petits angles. On a ainsi montré que le procédé inspiré du broyage réactif permet la synthèse d'un acier ODS mais qu'il ne modifie pas les caractéristiques des nano-oxydes. Plus généralement, la forme des réactifs de broyage n'a pas d'influence sur la formation des nano-oxydes. Ensuite, on a mis en évidence que la germination des nano-oxydes pouvait commencer au cours du broyage avant de se poursuivre avec une cinétique très rapide au cours du recuit. Les caractéristiques des nano-oxydes ainsi formés peuvent être contrôlées en faisant varier les paramètres de broyage (intensité, température et atmosphère) et de recuit (durée et température). Enfin, on a montré qu'il était nécessaire de contrôler les conditions de broyage pour maîtriser l'état final d'un acier ODS.

Dans ce rapport, on analyse la possibilité d’utiliser l’agitation électromagnétique pour accélérer la purification des sels fondus d’un réacteur nucléaire de Génération IV. Pour cela, on utilise une technique d’extraction pyrométallurgique dans un creuset froid inductif. L’extraction liquide-liquide envisagée c’est une méthode où l’élément à séparer passe d’un milieu salin à un milieu métallique à partir d’une réaction d'oxydoréduction où le métal liquide est le réducteur. Afin d’assurer le chauffage à coeur et sans contact matériel ainsi que l’agitation à l’interface un courant bi-fréquence est généré. L’un d’entre ces fréquences est proche de la fréquence naturelle de la charge. L’apport personnel pendant le stage contenu dans ce rapport est la conception d’un nouveau creuset pour élaborer lingots, une étude du comportement du générateur, des améliorations sur le dispositif expérimental, l’usinage de lingots, des expériences de transfert de matière et l’analyse des échantillons. Outgoing

International audience; BACKGROUND: A pilot study was carried out in the AREVA NC Pierrelatte nuclear facility in order to investigate a possible carcinogenic effect of internal radiation exposure among nuclear workers in France. The objective of this study was to develop a method for retrospective reconstruction of the occupational exposure to internal radiation from uranium and associated chemical exposures. METHODS: A plant- and period-specific job exposure matrix (JEM) was designed. Job groups and exposure agents groups including uranium compounds and other chemical agents known as being carcinogenic, mutagenic or toxic were defined by an expert committee. Exposure was evaluated by active and retired workers included in the evaluator committee. A quantitative assignment of quantity and frequency of handling (both coded from 0 to 3) was performed for each agent groups using a method derived from the Delphi technique. RESULTS: In all, 23 experts and 353 evaluators participated to the JEM elaboration. A final JEM involved 232 "job-periods" presenting throughout the plant period 1960-2006 and 22 exposure agents groups in use at the plant. Six of them involved uranium compounds classified by their blood-transferability and toxicity characteristics. A first validation of the JEM by experts in radiological protection and industrial hygiene showed an acceptable internal consistency. CONCLUSION: In the context of missing past exposure measurement data, the plant- and period-specific job exposure matrices may be considered as a valid alternative for exposure estimation. This method may be applied to other nuclear plants and offers allowance to investigate a possible carcinogenic effect of internal radiation exposure among nuclear workers.; Objectifs : Afin d’étudier les effets cancérigènes de la contamination interne chez lestravailleurs du secteur nucléaire en France, une étude pilote est mise en place au sein del’établissement AREVA NC Pierrelatte. Son objectif est de développer une méthodepermettant d’évaluer l’exposition interne à l’uranium ainsi que les expositions chimiquesassociées.Méthodes : Une matrice emplois-expositions (MEE) période et site spécifique a été élaborée.La liste des emplois et la liste des expositions - produits uranifères et ceux classéscancérogènes, mutagènes ou toxiques pour la reproduction (CMR) - ont été définies par uncomité d’experts pluridisciplinaire. Un comité d’évaluateurs composé des travailleurs del’établissement en activité et des travailleurs retraités a évalué les expositions. Pour chaqueproduit retenu, deux paramètres d’exposition ont été évalués sur une échelle à 4 niveaux: lafréquence d’utilisation du produit et la quantité du produit avec laquelle le travailleur a été encontact. Le processus d’évaluation a été standardisé. Les notes finales de la matrice ont étéobtenues à partir des réponses du comité d’évaluateurs, en utilisant une technique dérivée dela méthode Delphi, puis validées par le comité d’experts.Résultats : La construction de la MEE spécifique de l’établissement AREVA NC Pierrelattes’appuie sur le travail de 23 experts et 353 évaluateurs. La MEE finale met en correspondance232 postes-périodes existant entre 1960 et 2006 et 22 catégories de produits utilisés dansl’établissement. Les produits uranifères sont classés en six catégories selon leur puretéchimique et leur transférabilité dans les tissus biologiques. L’examen de la MEE par le comitéd’experts montre une cohérence interne satisfaisante et constitue sa première validation.Conclusion : Dans un contexte d’absence des données individuelles d’exposition, la MEEpériode et site spécifique constitue une alternative valide d’évaluation rétrospective del’exposition. Cette méthode peut être transposée à d’autres établissements de l’industrie nucléaire et permet d’évaluer le rôle de l’exposition interne à l’uranium et des expositionsassociées chez les travailleurs.

Designed in 1974 to study the phenomenology and consequences of a critical accident, the SILENE experimental reactor, an intense source of mixed neutron and gamma radiation, is also suited to radiobiological studies.

The massive and presently increasing energy production is going to confront mankind with a very important problem in the forthcoming decades, in particular due to the vanishing of resources and to the greenhouse effect. The share of fossil fuels in the energy production will have to decrease, and other energy sources will be needed. Among them controlled thermonuclear fusion has may assets due to its non-radioactive fuel with plentiful supply, its non radioactive and non polluting ashes, its safety, its weak environmental impact, and its irrelevance to nuclear proliferation in a normal setting. During the last three decades, physicists have made a series of steps toward the peaceful use of the dominant source of energy in the Universe. They have learned how to confine by magnetic fields plasmas at temperatures of 200 millions degrees centigrade, and they have developed several specific technologies. This way, they produced 11 million watts of nuclear power by fusing two isotopes of hydrogen. These investigations are conducted in a responsible spirit, that of ecoproduction, where possible negative consequences are anticipated, are made as low as reasonably achievable, and their management is studied. Yet several fundamental issues still have to be solved before on economically efficient industrial thermonuclear power plant be operated. A huge international collaboration involving Japan, the USA, the Russian Federation, and the European Union joined with Switzerland and Canada, is presently designing the first experimental thermonuclear reactor, the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). It would cost 9 billion dollars, a cost similar to other large scientific projects. This is an important step toward an electricity producing thermonuclear reactor that would be both safe and respectful of human health and of environment.

Last September, "Nature" reported a great increase in the frequency of thyroid cancer in children in Belarus. Some additional data are now available and strengthen the previous findings. The overall incidence of thyroid cancer in children rose from an average of four cases per year till 1989 to more than 50 in 1991 and 1992. Nearly all of the 146 cancers recorded since 1986 are papillary carcinomas. Moreover these cancers appear relatively aggressive. The occurrence of such an increase within a few years of exposure--and only in children--is quite unexpected. Therefore, it seems very important to monitor trends in future and more information is needed, as different questions remain unanswered: dosimetry, diagnosis methods, other thyroid diseases... In conclusion, the authors stress on the very importance of iodine prophylaxis in case of an accidental contamination by radioisotopes of iodine. It seems possible that cancer excess would have been less important, if Belarus children had been given stable iodine.

The nuclear accident at Chernobyl accounted for an acute radiation syndrome in 237 persons on the site. Triage was the initial problem and was carried out according to clinical and biological criteria; evaluating the doses received was based on these criteria. Thirty one persons died and only 1 survived a dose higher than 6 Gy. Skin radiation burns which were due to inadequate decontamination, greatly worsened prognosis. The results of 13 bone marrow transplantations were disappointing, with only 2 survivors. Some time after the accident, these severely irradiated patients are mainly suffering from psychosomatic disorders, in the USSR, some areas have been significantly contaminated and several measures were taken to mitigate the impact on population: evacuating 135,000 persons, distributing prophylactic iodine, establishing standards and controls on foodstuff. Radiation phobia syndrome which developed in many persons, is the only sanitary effect noticed up to now. Finally, in Europe, there was only an increase in induced abortions and this was totally unwarranted. If we consider the risk of radiation induced cancer, an effect might not be demonstrated.