Les tubes de générateurs de vapeur (GV) dans les réacteurs à eau pressurisée (REP) permettent le transfert de chaleur entre l’eau du circuit primaire, circulant à l’intérieur des tubes et chauffée dans le coeur du réacteur, et l’eau du circuit secondaire, circulant à l’extérieur des tubes.

Étude expérimentale et modélisation des effets de la précontrainte sur le développement des réactions de gonflement interne des bétons

Transposition à grande échelle d'une méthode de contrôle non-destructive ultrasonore des bétons – tomographie non linéaire d'un bloc massif sur la plateforme expérimentale ODE

L'effet des imprégnants de type KI et TEDA sur les performances et mécanismes de piégeage de CH3I par des charbons actifs de grade nucléaire

Hydruration secondaire et fragilisation d'une gaine M5-Framatome après une sollicitation de type APRP

Étude numérique et expérimentale du dépôt d'aérosols dans les bifurcations des réseaux de ventilation

Caractérisations expérimentale et numérique des mécanismes de dégradations des granulats lors d'une alcali-réaction

Cette thèse de doctorat s’adresse à un défi de la physique des réacteurs nucléaires : la quantification et la propagation des incertitudes inhérentes aux données nucléaires utilisées dans les simulations de transport neutronique. Bien que les codes de calcul modernes atteignent une précision remarquable, les incertitudes sur les données nucléaires de base constituent un verrou persistant pour l'évaluation rigoureuse des marges de sûreté.
Les données nucléaires, telles que les sections efficaces ou les spectres de neutrons de fission, sont accompagnées d'incertitudes provenant de limitations expérimentales et de modèles théoriques.

Étude théorique de la microstructure et du comportement des produits de fission dans le combustible d'oxyde d'uranium dopé à l'oxyde de chrome