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The radiological characterization of radioactive waste and effluents requires the measurement of many radionuclides, including 90Sr. The usual methods for 90Sr analysis are efficient but they are relatively long and require the use of toxic products such as fuming nitric acid and scintillation cocktails. This thesis work consisted in developing new analytical procedures for 90Sr analysis, in particular new separation methods. A first method based on successive selective precipitations was optimized using design of experiments methodology and speciation modelling. Fuming nitric acid was replaced by concentrated nitric acid at 69 % while preserving the separation selectivity between Sr and Ca, and an understanding of the mechanisms involved in this precipitation was provided. A second method using the Sr® chromatographic extraction resin was developed by including a new pre-treatment based on the TRU® resin, allowing the elimination of problematic interferents for liquid scintillation measurements, such as 241Pu. Finally, a method was developed with a scintillating resin called PS-Sr resin, which enables to isolate Sr, to perform a nuclear measurement by plastic scintillation and thus to be compatible with REACH regulation. The performances of the methods were validated by participation in inter-laboratory comparisons.; La caractérisation radiologique des déchets et des effluents radioactifs nécessite la mesure de nombreux radionucléides dont le 90Sr. Les méthodes usuelles d’analyse du 90Sr sont performantes mais elles sont relativement longues et nécessitent l’utilisation de produits toxiques tels que l’acide nitrique fumant et les liquides scintillants. Ce travail de thèse a consisté à développer de nouvelles procédures d’analyse du 90Sr, en particulier de nouvelles méthodes de séparation. Une première méthode basée sur des précipitations sélectives successives a été optimisée à partir de la méthodologie des plans d’expériences et de la modélisation de la spéciation. A l’issue de ces travaux, l’acide nitrique fumant a été remplacé par de l’acide nitrique concentré à 69 % tout en préservant la sélectivité de la séparation entre le Sr et le Ca et une compréhension des mécanismes mis en jeu lors de cette précipitation a été apportée. Une seconde méthode utilisant la résine d’extraction chromatographique Sr® a été développée en intégrant un nouveau prétraitement basé sur la résine TRU®, permettant d’éliminer les interférents problématiques pour la mesure par scintillation liquide, comme le 241Pu. Enfin, une dernière méthode a été mise au point avec la résine dite scintillante appelée résine PS-Sr qui permet d’isoler le Sr, d’effectuer une mesure nucléaire par scintillation plastique et ainsi d’être conforme à la directive REACH. Les performances des méthodes ont été validées par la participation à des comparaisons inter-laboratoires.

International audience; Although nuclear power generation has stopped in 1990 and the decision has been taken to accelerate the process towards an "immediate dismantling" of the Enrico Fermi plant, the people of Trino (Po plain, Piedmont) find it difficult to imagine and plan a post-nuclear territory. This contribution tries to explain why the post-nuclear phase is not so obvious and the reasons that are largely holding it back. From a diachronic perspective, this article shows how the various actors and social groups of this territory went through the phase of decline in nuclear production (referendum of 1987 decreeing a moratorium on the construction of new plants), the uncertain phase of the shutdown of nuclear power plants production (1990), and then passive safety (1990-2003) and dismantling (since 2003) to settle in the lasting uncertainty of dismantling and waste management, waiting for a national repository that, in Italy, has still not been realized. Despite projects and initiatives to imagine and build post-nuclear territories through the development of green and quality tourism or renewable energies, most of the actors involved at the local scale remain in rhetoric and actions tending to confirm the continuity and legitimacy of nuclear power on its territory, sometimes against their own beliefs. In view of the demographic decline and the process of the deindustrialization of its territory, nuclear power, with, on the one hand, jobs in dismantling and, on the other hand, the state compensation funds paid to municipalities for the hosting of radioactive waste, remains an essential sector of this territory.; Malgré l’arrêt définitif des productions électronucléaires en 1990 et la décision, prise plus tard d’accélérer le processus vers un « démantèlement immédiat » de la centrale Enrico Fermi, les populations et les acteurs du territoire de Trino (plaine du Pô piémontaise) ont du mal à imaginer et à projeter un territoire post-nucléaire. Cette contribution essaye d’expliquer pourquoi l’après-nucléaire n’est pas si évident et quelles sont les raisons qui le freinent très largement. Dans une perspective diachronique, cet article montre comment les différents acteurs et groupes sociaux de ce territoire ont traversé la phase de déclin de la production nucléaire (référendum de 1987 décrétant un moratoire sur la construction de nouvelles centrales), la phase incertaine de l’arrêt des productions (1990), puis de la mise en sécurité passive (1990-2003) et du démantèlement (depuis 2003) ; pour s’installer dans l’incertitude durable des démantèlements et de la gestion des déchets dans l’attente d’un centre national de stockage des déchets radioactifs qui, en Italie, n’a toujours pas été réalisé. Malgré les projets et les initiatives pour imaginer et construire un après-nucléaire au travers du développement d’un tourisme vert et de qualité ou des énergies renouvelables, la plupart des acteurs agissant sur Trino demeure dans des rhétoriques et des actions tendant à confirmer la continuité et la légitimité du nucléaire sur le territoire, parfois à rebours de leurs discours ou convictions. À la vue du déclin démographique et du processus de désindustrialisation de son territoire, le nucléaire, avec d’une part ses emplois dans le démantèlement et, d’autre part, les fonds de compensation étatiques versés aux communes du fait de l’hébergement des déchets radioactifs, demeure un secteur important de ce territoire.

This PhD is part of the MACH3project funded by the French Investment Plan (PIA) -2nd phase. It contributes to the management of tritiated radioactive waste produced by the ITER fusion facility. The acceptance of this waste on a storage site requires a low rate of degassing of Tritium (radioactive isotope of H2). This research has developed cement mortars for conditioning tritiated nuclear waste,making it possible to limit the degassing of tritium by irreversible trapping of its gaseous forms. Composite mortars were formulated, based on conventional Portland cement, and integrating a hydrogen getter (Ag2O/MnO2), meeting the safety criteria of a radioactive waste storage facility and complying with the industrial specifications. After three months of maturation, their trapping performance, without preliminary drying, is between 75 and 95% (measured following a gamma irradiation test, generating H2in situ).; Cette thèse s’inscrit dans le cadre du projet MACH3 financé par le Plan d’investissement d’Avenir (PIA) 2e phase. Il concerne la gestion de déchets radioactifs tritiés produits par l’installation de fusion ITER. L’acceptation de ces déchets sur un site de stockage exige un faible taux de dégazage du tritium (isotope radioactif du H2). Des matrices cimentaires de conditionnement des déchets nucléaires tritiés ont été développées, permettant de limiter le dégazage du tritium par piégeage irréversible de ses formes gazeuses. Ces matrices cimentaires composites (mortiers) sont faites à base de ciment Portland classique et d’un piégeur à hydrogène (de type Ag2O/MnO2). Elles répondent aux critères de sécurité d’un site de stockage de déchets radioactifs et au cahier des charges industriel. Après trois mois de maturation, leurs performances de piégeage, sans séchage préalable, sont comprises entre 75 et 95% (mesure suite à un essai d’irradiation gamma, générant du H2in situ)

In the current concept of radioactive waste deep geological disposal planned by Andra (CIGEO project), waste containers are stored into disposal cells drilled into the Callovo-Oxfordian claystone (COx) and encircled by a carbon steel liner. COx and in particular its pyrites, can be oxidized during the drilling of cells. Thanks to an original experimental set-up, involving several pyrite/mineral mixtures and a reactor coupled to a micro gas chromatograph, it is demonstrated, based on the measured O2 consumption that at 100°C in presence of calcite, less than 50% of the pyrite is oxidized. This oxidation induces a transient acidic plume and consequently the corrosion of the steel liner. Andra has developed and patented a low-pH (9, Dans le concept actuel de stockage de déchets radioactifs en couche géologique profonde tel qu’envisagé par l’Andra (projet CIGEO), les colis de déchets sont placés dans des alvéoles creusées dans l’argilite du Callovo-Oxfordien (COx) dont le chemisage est en acier faiblement allié. Le COx, et en particulier les pyrites qui le composent, peuvent s’oxyder lors du creusement. Grâce à un montage expérimental original, impliquant plusieurs mélanges pyrite/minéral et un réacteur couplé à un micro chromatographe en phase gazeuse, il est démontré, sur la base de la consommation d'O2 mesurée, qu'à 100°C en présence de calcite, moins de 50% de la pyrite est oxydée. Cette oxydation implique une acidité susceptible de corroder le chemisage des alvéoles. L’Andra a donc développé et breveté un coulis cimento-bentonitique bas pH (9

The Cigéo project aims at solving the problem of Intermediate Level Long-Lived and High Level radioactive waste long-term management. Its design (deep geological disposal facility) is based on the passive containment of the radioactivity using a clay rock layer having suitable properties. The disposal facilities will be submitted to an aging process during several centuries. These time scales induce uncertainties on their evolu-tion and their lifetime. The reliability of the Cigéo project needs to be proved before it can be implemented at an industrial scale. This work proposes a first application of the reliability methods to answer this problem. It is focused on the high-level radioactive waste facilities and aims at estimating the evolution of the failure probability over time, as well as its sensitivity with respect to the input parameters. This work required the complete deployment of the reliability approach including: the development of a me-chanical model of the system, the modelling of the input uncertainties, the choice of a failure criterion, the implementation of a reliability method, and a sensitivity analysis., Le projet Cigéo vise à répondre à la problématique de la gestion à long terme des déchets radioactifs de haute activité et de moyenne activité à vie longue. Le concept de ce projet (le stockage géologique profond) repose sur le confinement passif de la radioactivité par une couche argileuse ayant des propriétés adaptées. Les infrastructures de stockage sont soumises à un processus de vieillissement sur plusieurs siècles. Ces échelles de temps induisent des incertitudes sur leur évolution et leur durée de vie. Afin de mener à bien ce projet, il est nécessaire de faire la preuve de sa fiabilité, et donc de prendre en compte ces incertitudes dans l’évaluation de la durée de vie des structures. Les travaux présentés proposent une première application des méthodes de fiabilité pour répondre à ces problématiques. Ils concernent plus particulièrement les infrastructures de stockage des déchets de haute activité, et visent à estimer l’évolution de la probabilité de défaillance du conteneur de stockage ainsi que sa sensibilité aux paramètres d’entrée. Pour ce faire l’approche fiabiliste est déployée dans son ensemble comprenant : le développement d’un modèle mécanique du système, la modélisation des incertitudes en entrée, le choix d’un critère de défaillance, l’implémentation et l’exploitation d’une méthode de fiabilité, et une étude de fiabilité.

The aim of the work is to assess the susceptibility to environmental assisted cracking (EAC) of steels used for the deep geological storage of radioactive waste. The storage concept is based on the encapsulation of the waste in a carbon steel containers then placed in micro-tunnels drilled 500 meter deep in Clay. These micro-tunnels are built with a micro-alloyed casing steel. Recently, the storage concept has evolved with the injection of a cementitious bentonite grout between the clay and the casing to balance the potential acidity resulting from the excavation of the micro-tunnels and the gradual saturation of rock with water. Effect of this grout on the risk of corrosion and EAC is also evaluated in the PhD work. In the mild disposal environment considered (pH close to neutrality, low carbonate content), formation of a corrosion product scale composed of siderite and magnetite has been identified. This scale leads to a pseudo-passive state of both steel grades with thus a possible risk of EAC. The risk of EAC was thus first studied and a material selection for the disposal concept was thus first made accordingly. The protective nature of the siderite/magnetite corrosion scale was then studied and reproduced in laboratory using electrochemical techniques. This work allowed for the evaluation of the resistance of each selected steel with respect to general corrosion and EAC. The results did not underlined significant cracking susceptibility of the considered steel grades. Under deposit corrosion seems to be the main form of attack in aerated waste disposal environments but the influence of the presence of low oxygen levels has to be further explored.; Le travail mené dans le cadre de cette thèse porte sur l’évaluation de la sensibilité à la fissuration assistée par l’environnement (FAE) d’aciers mis en œuvre pour le stockage géologique profond des déchets radioactifs selon un concept multi-barrières. On s’intéresse ici aux aciers faiblement alliés du conteneur et du chemisage qui seront placés dans des micro-tunnels creusés dans la roche à 500 mètres de profondeur. Le concept actuel prévoit un matériau de remplissage cimentaire entre l’argile et le chemisage afin de neutraliser l’acidité potentielle issue de la re-saturation en eau de la roche après le forage. Malgré la présence d’un milieu peu agressif (pH proche de la neutralité, faible teneur en carbonate), le choix des aciers a été dicté par leur sensibilité à la corrosion et à la FAE, qui est caractérisée dans ce travail. Les microstructures ferrito-perlitiques en bande ont ainsi été éliminées au profit de structures plus homogènes et deux aciers de référence ont été définis : l’API 5L X65 (ferrite-bainite) pour le chemisage et le P285NH (ferrite-perlite) pour le conteneur. Ces études ont également montré la formation de couches de produits de corrosion principalement composées de sidérite et de magnétite conférant une pseudo-passivité. Le caractère protecteur de ces couches vis-à-vis de la fissuration a été étudié et validé, sur la base d’une élaboration de couches représentatives par voie électrochimique. Enfin, les aciers de référence ont été caractérisés du point de vue de leur sensibilité à la corrosion et à la FAE en milieu cimentaire. Ils n’ont alors pas montré de sensibilité particulière du point de vue de la fissuration dans ces conditions, où la corrosion sous dépôt semble être la forme la plus présente en milieu aéré. Néanmoins, l’influence de la présence de faibles teneurs en oxygène dans le concept de stockage doit encore être explorée.

The Radiopharmaceutical Health Products circuit or RHP (radiopharmaceutical drugs, radiopharmaceutical preparation and radioactive implantable medical devices) is a complex process that nowadays requires computerization. This circuit must be in accordance with both the legislation on medicinal products and the legislation on artificial radioelements. It is acknowledged that computerization of the circuit; possibly different within each organization, provides assistance to stakeholders: pharmaceutical analysis of prescription, pharmaceutical preparation and preparation of doses to be dispensed and waste management for example. The software also allows real-time monitoring of the activity and traceability of the various pharmaceutical processes. In addition, they are generally interfaced with equipment used routinely: dose calibrator, dose dispensing equipment. In the absence of any legislation for these software products, which are not considered either as medical devices or as software to assist prescription or dispensation, a working group, under the aegis of the Société Française de Radiopharmacie (SoFRa), has written a minimum set of specifications for these radiopharmaceutical software products. The analyses of the risk maps of different hospital structures allowed a global analysis and synthesis of the different processes, settings, interfaces and requirements for the proper use of these software. The specifications include the very specific requirements of radiopharmacy (notion of radioactive decay, complex preparations with chemical synthesis, traceability.) and will allow software publishers to propose tools adapted to our practice and the RHP circuit.

The aim of the work is to assess the susceptibility to environmental assisted cracking (EAC) of steels used for the deep geological storage of radioactive waste. The storage concept is based on the encapsulation of the waste in a carbon steel containers then placed in micro-tunnels drilled 500 meter deep in Clay. These micro-tunnels are built with a micro-alloyed casing steel. Recently, the storage concept has evolved with the injection of a cementitious bentonite grout between the clay and the casing to balance the potential acidity resulting from the excavation of the micro-tunnels and the gradual saturation of rock with water. Effect of this grout on the risk of corrosion and EAC is also evaluated in the PhD work. In the mild disposal environment considered (pH close to neutrality, low carbonate content), formation of a corrosion product scale composed of siderite and magnetite has been identified. This scale leads to a pseudo-passive state of both steel grades with thus a possible risk of EAC. The risk of EAC was thus first studied and a material selection for the disposal concept was thus first made accordingly. The protective nature of the siderite/magnetite corrosion scale was then studied and reproduced in laboratory using electrochemical techniques. This work allowed for the evaluation of the resistance of each selected steel with respect to general corrosion and EAC. The results did not underlined significant cracking susceptibility of the considered steel grades. Under deposit corrosion seems to be the main form of attack in aerated waste disposal environments but the influence of the presence of low oxygen levels has to be further explored., Le travail mené dans le cadre de cette thèse porte sur l’évaluation de la sensibilité à la fissuration assistée par l’environnement (FAE) d’aciers mis en œuvre pour le stockage géologique profond des déchets radioactifs selon un concept multi-barrières. On s’intéresse ici aux aciers faiblement alliés du conteneur et du chemisage qui seront placés dans des micro-tunnels creusés dans la roche à 500 mètres de profondeur. Le concept actuel prévoit un matériau de remplissage cimentaire entre l’argile et le chemisage afin de neutraliser l’acidité potentielle issue de la re-saturation en eau de la roche après le forage. Malgré la présence d’un milieu peu agressif (pH proche de la neutralité, faible teneur en carbonate), le choix des aciers a été dicté par leur sensibilité à la corrosion et à la FAE, qui est caractérisée dans ce travail. Les microstructures ferrito-perlitiques en bande ont ainsi été éliminées au profit de structures plus homogènes et deux aciers de référence ont été définis : l’API 5L X65 (ferrite-bainite) pour le chemisage et le P285NH (ferrite-perlite) pour le conteneur. Ces études ont également montré la formation de couches de produits de corrosion principalement composées de sidérite et de magnétite conférant une pseudo-passivité. Le caractère protecteur de ces couches vis-à-vis de la fissuration a été étudié et validé, sur la base d’une élaboration de couches représentatives par voie électrochimique. Enfin, les aciers de référence ont été caractérisés du point de vue de leur sensibilité à la corrosion et à la FAE en milieu cimentaire. Ils n’ont alors pas montré de sensibilité particulière du point de vue de la fissuration dans ces conditions, où la corrosion sous dépôt semble être la forme la plus présente en milieu aéré. Néanmoins, l’influence de la présence de faibles teneurs en oxygène dans le concept de stockage doit encore être explorée.

The CEDRA nuclear facility has been created to receive and store radioactive wastes. A unit composed of engineers aims to insure the good operation of the facility with a permanent industrial operator and various companies involved in diverse operations. The facility is checked by many inspections of the Nuclear Safety Authority. Different assignments have been defined in various areas : safety, radiation protection, security, and environment ... Several missions have been introduced in this report, particularly a main one. It concerns a direct request of the ASN, and I worked to 2years on it : we have to prove the resistance to the fall of our different types of packages of radioactive wastes. The other tasks are related to the operation of the facility. For instance, we have to draft documents about commissioning for a radioactive waste package investigation cell, to reinforce the integrity of waste packages, to update the safety documentation.; L’installation nucléaire de base CEDRA, a été conçue pour recevoir et entreposer des déchets radioactifs. Une équipe composée d’ingénieurs est en charge d’assurer le bon fonctionnement de l’installation en s’appuyant sur un opérateur industriel permanent et différentes entreprises intervenant pour des opérations ponctuelles. L’installation se voit confrontée au réexamen de sûreté ainsi qu’aux différentes visites de contrôle de l’Autorité de Sûreté Nucléaire, et nombreuses sont alors les attentes qui en découlent. Afin d’y répondre, différentes missions à plus ou moins long terme ont été définies et ce dans différents domaines : sûreté, radioprotection, sécurité, environnement... Dans ce rapport sont présentées plusieurs missions réalisées sur ces deux années de Master dont essentiellement une principale, étalée sur deux ans, concernant une demande directe de l’ASN : prouver la tenue à la chute de nos différents types de colis de déchets radioactifs. Les autres missions sont en rapport avec l’exploitation de l’installation : rédiger des documents de mise en service d’une cellule d’examen de colis de déchets radioactifs, renforcer l’intégrité des colis de déchets, mettre à jour la documentation sécurité.

Nowadays, the deep geological repository is generally considered as the reference solution for the definitive management of spent nuclear fuel/high-level waste, but different countries have decided different disposal deployment schedules. Via the economic calculation, we hope to offer some answers to the following question: In terms of disposal time management, how should the present generations, benefiting from the nuclear power generation, bear the costs of radioactive waste management, while taking into account future generations? This thesis proposes to analyze specifically the French decision in its context. We propose a set of tools to evaluate the Utility of the deep geological repository project according to the deployment schedule choices. Our thesis also studies the influence of disposal choices on the nuclear fuel cycle. Beyond, we also take into account the interactions between the deep geological repository, nuclear fleet and cycle choices which constitute a "complete system"., Actuellement, bien que la plupart des pays nucléaires converge vers la même solution technique: le stockage profond pour la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue, les objectifs calendaires divergent d'un pays à l'autre. Grâce au calcul économique, nous souhaitons apporter des éléments de réponse à la question suivante : En termes de temporalité, comment les générations présentes, qui bénéficient de la production d'électricité nucléaire, doivent-elles supporter les charges de la gestion des déchets radioactifs en tenant compte des générations futures ? Cette thèse se propose d'analyser spécifiquement la décision française en tenant compte de son contexte. Nous proposons un ensemble d'outils qui permet d'évaluer l'Utilité du projet de stockage profond en fonction des choix de temporalité. Notre thèse étudie également l'influence en retour des choix de stockage sur le cycle du combustible nucléaire. Au-delà, nous prenons en compte les interactions entre le stockage profond et les choix de parc nucléaire et de cycle du combustible qui constituent un « système complet ».

Programme doctoral en sociologie; In France, the problem of radioactive waste has been subjected to different solutions. In 1979, the storage of radioactive waste was entrusted to a specialized operator, the National Agency for Radioactive Waste Management (Andra). Yet, through the course of its history, the Agency has faced many difficulties to implement its projects, which often came under strong public criticism. Still today, while its project of geological disposal is about to move into its industrial phase, the Andra is still widely criticized and serves as a crystallization point for power relationships in the nuclear sector. In order to retrace the evolution of French radioactive waste management since the 1950s, the archival and ethnographical study of the Andra’s organizational work provides an insider perspective on how its agents have defined problems, as well as conceived and implemented solutions. Indeed, through this strategic and political work, they have frequently transformed the Agency to fit the progress of its projects. From an industrial subsidiary of the French Atomic Energy Commission (CEA), the Agency was transformed into a finalized research agency, then again into an industrial operator in order to undertake to construction the geological disposal site. Through to these changes, actors have been able to revived criticized projects, without necessarily modifying their contents. In fact, it is not stability but organizational and institutional flexibility, which can account for the preservation of these controversial solutions. Lastly, the problem of radioactive waste crystallizes a multiplicity of temporal logics. The analysis of this work of temporalisation, which can be seen as a particular kind of organization, questions the articulation between change and permanency of public action. As such, this study sheds light on the relation between dynamics of problem definition, the construction of irreversible technical solutions, and organizational and temporal work.; En France, le problème des déchets radioactifs a fait l’objet de différentes prises en charge. La gestion de ces déchets a été singularisée et confiée à un opérateur spécialisé, l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs, l’Andra, créée en 1979 pour stocker ces déchets. Mais l’Andra a rencontré des difficultés pour réaliser des projets de stockage régulièrement contestés. Aujourd’hui encore, alors que son projet de stockage géologique entre en phase de réalisation, elle fait l’objet de critiques, cristallisant des rapports de force traversant l’ensemble du secteur nucléaire. Pour retracer les évolutions de cette gestion depuis les années 1950, l’étude du travail organisationnel permet d’appréhender de l’intérieur comment les agents définissent les problèmes, conçoivent et réalisent des solutions. A travers ce travail stratégique et politique, ils transforment régulièrement l’Agence en fonction du déroulement de ses projets : filiale industrielle du CEA, elle est transformée en agence de recherche finalisée, puis à nouveau en opérateur industriel pour réaliser le stockage géologique. Ces changements permettent aux acteurs de relancer des projets critiqués, sans forcément en modifier le contenu : ce n’est pas l’inertie mais la flexibilité organisationnelle et institutionnelle qui permet d’expliquer le maintien de solutions contestées. Enfin, le problème des déchets cristallise une multiplicité de logiques temporelles. L’analyse du travail de temporalisation de l’action, comme forme particulière d’organisation, permet d’interroger l’articulation entre changement et verrouillage de l’action publique. Ainsi notre étude porte sur le lien entre définition d’un problème, construction de solutions irréversibles, travail organisationnel et temporel.

In France, the problem of radioactive waste has been subjected to different solutions. In 1979, the storage of radioactive waste was entrusted to a specialized operator, the National Agency for Radioactive Waste Management (Andra). Yet, through the course of its history, the Agency has faced many difficulties to implement its projects, which often came under strong public criticism. Still today, while its project of geological disposal is about to move into its industrial phase, the Andra is still widely criticized and serves as a crystallization point for power relationships in the nuclear sector. In order to retrace the evolution of French radioactive waste management since the 1950s, the archival and ethnographical study of the Andra’s organizational work provides an insider perspective on how its agents have defined problems, as well as conceived and implemented solutions. Indeed, through this strategic and political work, they have frequently transformed the Agency to fit the progress of its projects. From an industrial subsidiary of the French Atomic Energy Commission (CEA), the Agency was transformed into a finalized research agency, then again into an industrial operator in order to undertake to construction the geological disposal site. Through to these changes, actors have been able to revived criticized projects, without necessarily modifying their contents. In fact, it is not stability but organizational and institutional flexibility, which can account for the preservation of these controversial solutions. Lastly, the problem of radioactive waste crystallizes a multiplicity of temporal logics. The analysis of this work of temporalisation, which can be seen as a particular kind of organization, questions the articulation between change and permanency of public action. As such, this study sheds light on the relation between dynamics of problem definition, the construction of irreversible technical solutions, and organizational and temporal work., En France, le problème des déchets radioactifs a fait l’objet de différentes prises en charge. La gestion de ces déchets a été singularisée et confiée à un opérateur spécialisé, l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs, l’Andra, créée en 1979 pour stocker ces déchets. Mais l’Andra a rencontré des difficultés pour réaliser des projets de stockage régulièrement contestés. Aujourd’hui encore, alors que son projet de stockage géologique entre en phase de réalisation, elle fait l’objet de critiques, cristallisant des rapports de force traversant l’ensemble du secteur nucléaire. Pour retracer les évolutions de cette gestion depuis les années 1950, l’étude du travail organisationnel permet d’appréhender de l’intérieur comment les agents définissent les problèmes, conçoivent et réalisent des solutions. A travers ce travail stratégique et politique, ils transforment régulièrement l’Agence en fonction du déroulement de ses projets : filiale industrielle du CEA, elle est transformée en agence de recherche finalisée, puis à nouveau en opérateur industriel pour réaliser le stockage géologique. Ces changements permettent aux acteurs de relancer des projets critiqués, sans forcément en modifier le contenu : ce n’est pas l’inertie mais la flexibilité organisationnelle et institutionnelle qui permet d’expliquer le maintien de solutions contestées. Enfin, le problème des déchets cristallise une multiplicité de logiques temporelles. L’analyse du travail de temporalisation de l’action, comme forme particulière d’organisation, permet d’interroger l’articulation entre changement et verrouillage de l’action publique. Ainsi notre étude porte sur le lien entre définition d’un problème, construction de solutions irréversibles, travail organisationnel et temporel.

Laboratory waste management must ensure the safety of patients and staff, limiting the environmental impacts and control waste disposal budget. Sorting of waste must be carried out at the source. The packaging must be adapted, allowing easy identification of specific disposal routes. With regard to wastes for human or animal health care and/or related research (DASRI), packages must comply with the regulations, standards and ADR if necessary. Storage provisions differ according to the amount of DASRI produced. Waste collection is carried out directly on the place of activity by a certified service provider. Non pre-treated DASRI is incinerated in specific approved plants for a T ° > 1,200 °C. Special provisions also exist for chemical waste and radioactive waste, the latter being regulated by ANDRA.

This thesis deals with the long-term hydro-mechanical behaviour of an underground cavity, for example, in the storage of nuclear wastes in deep geological formations. A quasi-analytical solution, taking into consideration the complete life cycle of a tunnel, from the excavation to the post-closure stage after backfilling, is presented within the framework of poroelasticity. It is a useful benchmark test to check the reliability of a numerical solution, computed with the software Cast3M, and based on the superposition of two rheological models on the same mesh. This superposition principle allows to extend the capacity of the software to modell complex hydro–mechanical behaviours. Finally, a new model coupling hydro-mechanical aspects, creep, hardening and anisotropic damage is presented. Developed within the framework of thermodynamics of porous continua, it is based on the “key” concept of a double effective stress, combination of the effective stress of Biot for porous media and the effective stress defined in Continuum Damage Mechanics. The effect of damage on the hydro-mechanical parameters is also considered. This model is integrated in a finite-elements code, initially developed in DGCB (Département Génie Civil et Bâtiment). Its validity is checked on “limit” behaviours (poroelasticity, monophasic viscoplasticity) where quasi-analytical solutions are known. Parametric studies highlight the consistency of other partial couplings and of the complete model., Cette thèse a pour objet l’étude du comportement hydromécanique à long terme de galeries de stockage de déchets radioactifs en formation géologique profonde. Une solution quasi-analytique, prenant en compte la totalité du cycle de vie d’une galerie « type », de l’excavation à la phase post-fermeture après remblaiement, est présentée dans le cadre de la poroélasticité. Elle constitue une solution de référence utile pour tester la fiabilité de la solution numérique développée ensuite grâce au code de calcul Cast3M. Celle-ci est obtenue en superposant deux modèles rhéologiques sur le même maillage. Ce principe de superposition permet d’étendre la capacité du code de calcul à modéliser des comportements complexes hydromécaniques. Enfin, un nouveau modèle couplant les aspects hydromécaniques, de fluage, d’écrouissage et d’endommagement anisotrope est présenté. Elaboré dans le cadre de la thermodynamique des milieux poreux, il est basé sur le concept « clé » de contrainte doublement effective, combinaison de la contrainte effective de Biot et de la contrainte effective de la Mécanique de l’Endommagement. L’effet de l’endommagement sur les paramètres hydromécaniques est également pris en compte. Ce modèle est intégré à un code de calcul initialement développé au DGCB (Département Génie Civil et Bâtiment). Sa validité est vérifiée en considérant des comportements « limites » (poroélasticité, viscoplasticité monophasique) où des solutions quasi-analytiques sont connues. Des études paramétriques mettent en évidence la cohérence des autres couplages partiels et du modèle complet.

This thesis deals with the long-term hydro-mechanical behaviour of an underground cavity, for example, in the storage of nuclear wastes in deep geological formations. A quasi-analytical solution, taking into consideration the complete life cycle of a tunnel, from the excavation to the post-closure stage after backfilling, is presented within the framework of poroelasticity. It is a useful benchmark test to check the reliability of a numerical solution, computed with the software Cast3M, and based on the superposition of two rheological models on the same mesh. This superposition principle allows to extend the capacity of the software to modell complex hydro–mechanical behaviours. Finally, a new model coupling hydro-mechanical aspects, creep, hardening and anisotropic damage is presented. Developed within the framework of thermodynamics of porous continua, it is based on the “key” concept of a double effective stress, combination of the effective stress of Biot for porous media and the effective stress defined in Continuum Damage Mechanics. The effect of damage on the hydro-mechanical parameters is also considered. This model is integrated in a finite-elements code, initially developed in DGCB (Département Génie Civil et Bâtiment). Its validity is checked on “limit” behaviours (poroelasticity, monophasic viscoplasticity) where quasi-analytical solutions are known. Parametric studies highlight the consistency of other partial couplings and of the complete model.; Cette thèse a pour objet l’étude du comportement hydromécanique à long terme de galeries de stockage de déchets radioactifs en formation géologique profonde. Une solution quasi-analytique, prenant en compte la totalité du cycle de vie d’une galerie « type », de l’excavation à la phase post-fermeture après remblaiement, est présentée dans le cadre de la poroélasticité. Elle constitue une solution de référence utile pour tester la fiabilité de la solution numérique développée ensuite grâce au code de calcul Cast3M. Celle-ci est obtenue en superposant deux modèles rhéologiques sur le même maillage. Ce principe de superposition permet d’étendre la capacité du code de calcul à modéliser des comportements complexes hydromécaniques. Enfin, un nouveau modèle couplant les aspects hydromécaniques, de fluage, d’écrouissage et d’endommagement anisotrope est présenté. Elaboré dans le cadre de la thermodynamique des milieux poreux, il est basé sur le concept « clé » de contrainte doublement effective, combinaison de la contrainte effective de Biot et de la contrainte effective de la Mécanique de l’Endommagement. L’effet de l’endommagement sur les paramètres hydromécaniques est également pris en compte. Ce modèle est intégré à un code de calcul initialement développé au DGCB (Département Génie Civil et Bâtiment). Sa validité est vérifiée en considérant des comportements « limites » (poroélasticité, viscoplasticité monophasique) où des solutions quasi-analytiques sont connues. Des études paramétriques mettent en évidence la cohérence des autres couplages partiels et du modèle complet.

More often than not, categories structuring techno-scientific problems appear to us as epistemologically objective and morally neutral. However, it also seems that issues such as the environment or the struggle for public health are amongst the most politically charged ones. In this essay we examine the categories that structure the recent Proposal for a Council Directive on the management of spent fuel and radioactive waste, in order to identify the important actors of this field and their spaces of discussion. Such an analysis should highlight the political dimension of the seemingly unbiased categories that are put forward in this technical debate., Dans le champ scientifique, les catégories employées apparaissent souvent, presque par définition, épistémologiquement objectives et moralement neutres. Or, des domaines comme l'environnement ou la santé publique comptent aujourd'hui à coup sûr parmi les lieux de confrontation politique les plus engagés. Dans cet essai, nous examinons les catégories structurant la dernière Proposition de Directive européenne sur le traitement des déchets nucléaires, afin de mettre au jour les acteurs engagés dans cette législation et les lieux de sa discussion. Une telle analyse mettra en avant le caractère immédiatement politique des catégories mobilisées dans cette problématique pourtant éminemment technique.

Le Centre de Stockage de la Manche est le premier centre français de stockage des déchets radioactifs. Les déchets sont enfouis à plusieurs mètres de profondeur et protégés par un concept de couverture multicouches, imperméable, muni d'un système de drainage. En surface, la couverture est occupée par une végétation de type prairial. Une expertise scientifique a été menée par le laboratoire Géophen de l'université de Caen afin de mieux caractériser ce couvert végétal (groupes écologiques et sols associés) et voir comment il est susceptible d'évoluer à plus ou moins long terme. Les résultats montrent quels pourraient être les scénarios les plus probables d'évolution et les alternatives de gestion.

Despite analytical strategies that today measure ultra-trace levels (i.e.

About 60 percent of the electricity production in Belgium originates from nuclear power plants. Belgium owns 7 nuclear pressurized water reactors, which are located in two sites: 4 reactors in Doel and 3 reactors in Tihange. Together they have a capacity of approximately 5900 MWe. All these reactors use classical uranium oxide fuel assemblies. Two of them (Doel3, Tihange2) have also accepted a limited number of mixed (uranium and plutonium) oxide fuel assemblies. These mixed fuel assemblies came from the reprocessing of spent uranium oxide fuel assemblies in La Hague (France). The reprocessing of spent fuel gives birth to vitrified high-level waste, and to different isotopes of uranium and plutonium, which can be used in the manufacture of mixed oxide fuel assemblies. Each country producing radioactive waste must find a solution to dispose them safely. The internationally accepted solution is to dispose high-level radioactive waste in a deep and stable geological layer. This seems to be the most secure and environment-friendly way to get rid of the high-level radioactive waste. One of the few stable geological layers, which could accept radioactive waste in Belgium, is the Boom clay layer. Another possible layer is the Ypresian clay layer, but it is not the reference option for the moment. The Boom clay layer is quite thin (about 100 m thick) and is not at a large depth (about 240 m below the ground surface) at the proposed disposal site, beneath the SCK CEN Nuclear Research Centre in Mol. A large number of studies have already been performed on the Boom clay layer, and on the possibility of building a high-level radioactive waste repository in this geological medium. Since 1993, the Belgian government has promulgated a moratorium on the reprocessing of spent uranium oxide fuels in La Hague. Since then, spent fuel assemblies are considered as waste, and ONDRAF/NIRAS (the Belgium Agency for Radioactive Waste and Enriched Fissile Materials) has thus to deal with them as waste. This rises a number of questions on how to deal with this new kind of waste. A solution is to directly dispose these spent fuel assemblies in containers in a repository, just like the other high-level radioactive waste. This repository would be build in the Boom clay layer at a depth of about 240 m beneath the SCK CEN. One of the questions raised by this new kind of waste is: "could the direct disposal of the spent nuclear fuel assemblies lead to nuclear criticality risks in the future?". Nuclear criticality is the ability of a system to sustain a nuclear fission chain reaction. This question was not a key issue with vitrified high-level waste because these do not include fissile uranium and plutonium isotopes, which could lead to a criticality event. The spent fuel repository will be designed in order to totally avoid the occurrence of a criticality event at the closure time. But in the future history of the repository, external events could possibly affect this. These events could maybe lead to criticality inside the repository, and this has also to be avoided. This work tries to answer this question, and to determine how to avoid a long-term criticality event inside the repository. The only complete research work answering this question has been performed in the U.S. for the Yucca Mountain repository but this design is fully different from the Belgian one studied here: for example, the waste are not only spent fuel waste, and the geological layer is volcanic tuff.The main achievements of this work are: *A first set of in-package criticality scenarios for different design options for a Belgian spent fuel repository in the Boom clay layer. *A large number of criticality calculations with different parameters (fuel type, fuel burnup, fuel enrichment, distance between the fuel assemblies, distance between the fuel rods, water fraction inside the overpack) for the different design options. *A preliminary study of the effects of the spent fuel assemblies isotopic evolution with time on the multiplication factor. *For the first time, a coupling between the in-package criticality scenarios and the criticality calculations has been performed., Doctorat en sciences appliquées, info:eu-repo/semantics/nonPublished

Guihal Dominique. Mines d'uranium - Fin d'exploitation / Stockage de résidus d'extraction et de traitement du minerai / Contamination chimique et radioactive des sédiments des ruisseaux et plans d'eau. / Plainte avec constitution de partie civile d'une association / Ordonnance de renvoi du juge d'instruction. / Délit de pollution des eaux - Délit d'abandon de déchets contenant des substances radioactives. Cour d'appel de Limoges, Ch. de l'instruction, 25 mars 2004, Procureur de la République c/ COGEMA. Avec commentaire. In: Revue Juridique de l'Environnement, n°3, 2004. pp. 289-307.

The average effective dose at the global level is, according to UNSCEAR, estimated to be 2.4 mSv from naturally occurring sources. This average value can be divided as follows: 1.3 mSv associated with radon, 0.39 mSv from cosmic radiation, 0.46 mSv from terrestrial radiation, and 0.23 mSv from internal radiation, radon excluded. These values can vary quite significantly depending on the place of habitation. Despite this large variation, no sound epidemiological study has yet shown the health effects on the most exposed populations, apart from a few studies concerning radon, but in which the predominant role of tobacco is difficult to determine. © 2002 Académie des sciences/Éditions scientifiques et médicales Elsevier SAS.; La dose efficace moyenne au niveau mondial est estimée selon l'UNSCEAR à 2,4 mSv pour les sources d'origine naturelles. Cette valeur moyenne se décompose en 1,3 mSv liés au radon, 0,39 mSv au rayonnement cosmique, 0,46 mSv au rayonnement tellurique, et 0,23 mSv liée à l'irradiation interne à l'exception du radon. Ces valeurs peuvent varier très significativement selon le lieu d'habitation. Malgré cette variation importante aucune étude épidémiologique solide n'a à ce jour montré d'effets sur la santé dans les populations les plus exposées, si ce n'est quelques études concernant le radon, mais où le rôle écrasant du tabac est difficile à préciser.

International audience

Réédité en 2001, in Claudot-Hawad Hélène, Eperonner le monde. Nomadisme, cosmos et politique chez les Touaregs, Edisud, Aix-en-Provence, chap. IX: 183-193.; International audience; Les rapports anciens qui liaient les Touaregs à leur territoire étaient conçus sur le mode de l'échange avec la nature et organisés non pas à l'échelle d'une vallée, mais par rapport aux vastes espaces intercommunautaires considérés comme dépendants les uns des autres. La destruction de la gestion nomade du territoire au profit de l'intervention des nouveaux pouvoirs (prônant par exemple la multiplication des points d'eau, la sédentarisation et le ranching) a conduit à l'épuisement rapide des ressources locales et a précipité les catastrophes écologiques en annihilant toutes les possibilités d'y faire face. La création de villes artificielles autour des exploitations de pétrole, d'uranium et de charbon, la multiplication des routes destinées à l'acheminement des minéraux, la transformation du désert en poubelle pour déchets non biodégradables a, en quelques dizaines d'années, plus sûrement ravagé l'écologie saharo-sahélienne que des siècles d'économie nomade.

International audience; 125 Sb is one of the soluble radionuclides in the radioactive wastes dumped into the sea by the COGEMA nuclear repmessing plant of La Hague. Its removal from the liquid waste was started in 1976, first by chemical extraction with titane hydroxyde, and since 1990, by evaporation and vitscation of the residues. Compared to 1975, this results in an improvement in the reprocessing process by a factor of 1,500. The behaviour of '=Sb in sea water is depending on hydrolysis of Sb oxydation state V. Its transfer capacity from sea water to other compartments of the environment is low; transfer factor values are below 50 L kg-' (wet weight) for seaweeds and animals and between 60 and 900 L kg-' for sediments (depending on clays fraction). Thus, %b is a reliable tracer of water mass flows which was used to fit hydrodynamic models in the Channel and the North Sea with the real conditions in the environment. Since the setting up of the reprocessing plant in 1%6, the highest rate of '125Sb discharge was 150 to 180 TBq y-] between 1983 and 1987. Then, it has markedly dropped and it is below 0.5 TBq y.' in 1995 and 1996.; 125 Sb est représentatif de la fraction soluble des rejets liquides de l'usine COGEMA La Hague spécialisée dans le retraitement des combustibles irradiés. Son élimination des effluents a été entreprise à partir de 1976, d'abord par voie chimique d'ex-traction au moyen de l'hydroxyde de titane, et, depuis 1990, par évaporation et vitrification des concentrats. Par rapport à l'année 1975, l'efficacité du procédé a été multipliée par 1500. Le comportement de 125 Sb dans le milieu marin s'interprète en fonction de l'hydrolyse de Sb à l'état d'oxydation V. Ses capacités de transfert à par-tir de l'eau de mer vers les constituants du milieu sont faibles ; les valeurs des facteurs de transfert évalués in situ (en L kg' référencées par rapport à la matière fraîche) ne dépassent pas 50 pour les espèces végétales et animales, elles varient de 60 à 900 pour les sédiments (en fonction de leur teneur en argiles fines). Ainsi, '=Sb constitue un excellent marqueur des masses d'eau qui a permis l'adaptation des modèles océanographiques de la Manche et de la mer du Nord aux conditions réelles du milieu naturel. Depuis la mise en service de l'usine en 1966 le maximum des rejets de '%b se situe entre 1983 et 1987 au niveau de 150 à 180 TBq an.'. Ensuite, une nette diminution des rejets est constatée. Ils ne dépassent pas 0 2 TBq en 1995 et 1996

Not available, Cette étude s'inscrit dans le cadre du procédé PUREX de retraitement des combustibles irradiés. Elle a pour objectif l'analyse de l'influence d'une réaction chimique d'oxydoréduction sur la cinétique de transfert liquide-liquide. Le système chimique choisi correspond au cas de la désextraction de l'acide nitreux, d'une phase organique de phosphate de tributyle vers une solution aqueuse d'acide nitrique, en présence d'un composé antinitreux, le nitrate d'hydrazinium. L’analyse bibliographique a permis de mettre en exergue l'importance des phénomènes interfaciaux pour l'extraction liquide-liquide par le phosphate de tributyle. Une technique d'étude, basée sur l'utilisation d'une cellule du type ARMOLLEX, a été alors retenue. L’étude de l'influence des paramètres hydrodynamiques et physico-chimiques a permis de différencier la nature du régime cinétique : diffusionnel puis chimique. En l'absence de composé antinitreux, la résistance au transfert diffusionnel est essentiellement localisée du coté aqueux. La présence du nitrate d'hydrazinium se traduit par une forte accélération de la cinétique de transfert, imputée non seulement à l'annulation de la résistance diffusionnelle aqueuse, mais également à l'intervention directe du nitrate d'hydrazinium sur l'acide nitreux adsorbé à l'interface. Si la cinétique de la réaction d'oxydoréduction, connue par ailleurs pour sa rapidité en phase aqueuse, permettait de prévoir le premier effet, la contribution interfaciale constitue un résultat original qui, à notre connaissance, n'avait jamais été mis en évidence auparavant. Un mécanisme réactionnel prenant en compte cette réaction interfaciale a été élaboré et validé. Pour conforter l'ensemble des résultats établis, d'autres études complémentaires ont été entreprises. Un phénomène surprenant de blocage du transfert a été observé dans le cas d'un autre composé antinitreux, le nitrate d'hydroxylammonium, démontrant toute la spécificité du nitrate d'hydrazinium.

Not available, Cette étude s'inscrit dans le cadre du procédé PUREX de retraitement des combustibles irradiés. Elle a pour objectif l'analyse de l'influence d'une réaction chimique d'oxydoréduction sur la cinétique de transfert liquide-liquide. Le système chimique choisi correspond au cas de la désextraction de l'acide nitreux, d'une phase organique de phosphate de tributyle vers une solution aqueuse d'acide nitrique, en présence d'un composé antinitreux, le nitrate d'hydrazinium. L’analyse bibliographique a permis de mettre en exergue l'importance des phénomènes interfaciaux pour l'extraction liquide-liquide par le phosphate de tributyle. Une technique d'étude, basée sur l'utilisation d'une cellule du type ARMOLLEX, a été alors retenue. L’étude de l'influence des paramètres hydrodynamiques et physico-chimiques a permis de différencier la nature du régime cinétique : diffusionnel puis chimique. En l'absence de composé antinitreux, la résistance au transfert diffusionnel est essentiellement localisée du coté aqueux. La présence du nitrate d'hydrazinium se traduit par une forte accélération de la cinétique de transfert, imputée non seulement à l'annulation de la résistance diffusionnelle aqueuse, mais également à l'intervention directe du nitrate d'hydrazinium sur l'acide nitreux adsorbé à l'interface. Si la cinétique de la réaction d'oxydoréduction, connue par ailleurs pour sa rapidité en phase aqueuse, permettait de prévoir le premier effet, la contribution interfaciale constitue un résultat original qui, à notre connaissance, n'avait jamais été mis en évidence auparavant. Un mécanisme réactionnel prenant en compte cette réaction interfaciale a été élaboré et validé. Pour conforter l'ensemble des résultats établis, d'autres études complémentaires ont été entreprises. Un phénomène surprenant de blocage du transfert a été observé dans le cas d'un autre composé antinitreux, le nitrate d'hydroxylammonium, démontrant toute la spécificité du nitrate d'hydrazinium.

Public opinion polls show that the French have largely understood the importance of our nuclear programme in maintaining French independence with regard to power supply and its security and that they have confidence in the technicians for the proper construction and operation of these power plants, but that they retain many questions concerning the disposal of nuclear waste. They have the impression that solutions remain to be found, and especially that the Electricité de France (EDF) devised the nuclear power programme without concern for the disposal of waste. This lack of information is fortunately far from reality. EDF, under the supervision of the security authorities, manages the waste produced in the nuclear power plants. Final stocking of waste is handled by a body that is independent of the waste producer, the "Agence nationale pour la gestion des déchets radioadctifs" (Andra) (National Agency for the Management of Radioactive Waste).

Management of radioactive waste is a matter of public concern. Such management, however, is today handled industrially in France, and when these techniques are well applied, it is possible to create storage centres. Waste having a short half-life is now stored in the Centre de l'Aube, which replaces the one begun in 1969 in the Department de la Manche. For waste with a long half-life, following the law passed in 1991, ANDRA is pursuing its programme of site prospection to establish two underground laboratories for studying geological storage.

Not availabale, Ce travail s'inscrit dans le cadre du projet DECOVALEX (acronyme pour international co-operative project for the development of coupled models and their validation against experiments in nuclear waste isolation) de modélisations thermo-hydro-mécaniques de massifs rocheux fracturés dans lesquels on simule des stockages de déchets radioactifs de haute activité. Résolues analytiquement dans le cas d'un milieu continu (définition d'un milieu équivalent) ou numériquement si le milieu est discontinu (modélisation du comportement des joints), les lois mathématiques qui régissent le comportement du milieu influencent les résultats des modélisations. Les processus couplés THM s'avèrent très influents sur le comportement d'un modèle. Des modélisations avec le code UDEC montrent l'importance des couplages HM selon que les calculs sont menés en régime permanent ou transitoire et l'influence du chemin de chargement dans le cas de modélisations TM. La géométrie de la fracturation influence également le comportement du modèle. Étudier la connexité d'un réseau de fracturation permet de déterminer son degré d'homogénéité. La comparaison de deux méthodes, milieu continu et milieu discontinu, a été menée en déterminant le tenseur de perméabilité et les relations contraintes-déformations sur des éprouvettes fracturées. Elle a ainsi mis en évidence les différences de comportement d'un milieu homogénéisé et d'un milieu discret. Enfin, deux exercices de modélisation THM de sites de stockage de déchets radioactifs illustrent les recherches réalisées. Un modèle en champ lointain a permis de comparer les résultats obtenus par des codes de calculs de logiques différentes. Le second modèle, en champ proche, est davantage axé sur l'importance jouée par la fracturation sur le comportement du massif. La haute densité du réseau de référence a nécessité des développements mathématiques pour déterminer le volume équivalent représentatif (approches continues) et des analyses pour simplifier correctement le milieu (approches discontinues), qui sont ici presentés

Not availabale, Ce travail s'inscrit dans le cadre du projet DECOVALEX (acronyme pour international co-operative project for the development of coupled models and their validation against experiments in nuclear waste isolation) de modélisations thermo-hydro-mécaniques de massifs rocheux fracturés dans lesquels on simule des stockages de déchets radioactifs de haute activité. Résolues analytiquement dans le cas d'un milieu continu (définition d'un milieu équivalent) ou numériquement si le milieu est discontinu (modélisation du comportement des joints), les lois mathématiques qui régissent le comportement du milieu influencent les résultats des modélisations. Les processus couplés THM s'avèrent très influents sur le comportement d'un modèle. Des modélisations avec le code UDEC montrent l'importance des couplages HM selon que les calculs sont menés en régime permanent ou transitoire et l'influence du chemin de chargement dans le cas de modélisations TM. La géométrie de la fracturation influence également le comportement du modèle. Étudier la connexité d'un réseau de fracturation permet de déterminer son degré d'homogénéité. La comparaison de deux méthodes, milieu continu et milieu discontinu, a été menée en déterminant le tenseur de perméabilité et les relations contraintes-déformations sur des éprouvettes fracturées. Elle a ainsi mis en évidence les différences de comportement d'un milieu homogénéisé et d'un milieu discret. Enfin, deux exercices de modélisation THM de sites de stockage de déchets radioactifs illustrent les recherches réalisées. Un modèle en champ lointain a permis de comparer les résultats obtenus par des codes de calculs de logiques différentes. Le second modèle, en champ proche, est davantage axé sur l'importance jouée par la fracturation sur le comportement du massif. La haute densité du réseau de référence a nécessité des développements mathématiques pour déterminer le volume équivalent représentatif (approches continues) et des analyses pour simplifier correctement le milieu (approches discontinues), qui sont ici presentés

Not available, La caractérisation des propriétés thermiques des roches anisotropes, en relation avec l'enfouissement géologique des déchets radioactifs, constitue le thème directeur de ce mémoire. L'anisotropie thermique est abordée ici sous divers aspects, à la fois théoriques et expérimentaux : 1) après un rappel de l'expression générale de la loi de Fourier et des méthodes de résolution en milieu anisotrope (basées sur une méthode classique de changement de variables), on établit quelques solutions analytiques originales en relation avec le stockage souterrain de déchets radioactifs ; 2) deux méthodes de détermination expérimentale des paramètres thermiques sont proposées et analysées. Leur application à la détermination des paramètres thermiques de plusieurs types de roches à anisotropie plus ou moins marquée (du granite presque isotrope à des roches ardoisières) fournit une gamme étendue de valeurs que l'on compare à celles d'autres grandeurs sensibles à l'anisotropie (célérité des ondes, module d'élasticité) ; 3) le choix d'un protocole expérimental particulier rend possible la réalisation d'essai thermique dans diverses conditions de température ambiante élevée, de pression, de saturation en eau ; 4) enfin, une série de modélisations thermomécaniques par éléments finis mettent en évidence l'effet de l'anisotropie thermique sur les contraintes thermomécaniques induites