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Academic literature on the topic 'Réacteurs à neutrons rapides – Accidents'

Author: Grafiati
Published: 22 June 2024
Last updated: 31 July 2025

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Journal articles on the topic "Réacteurs à neutrons rapides – Accidents"

1

Natarajan, Rajamani. "Les réacteurs à neutrons rapides en Inde." Revue Générale Nucléaire, no. 6 (November 2014): 18–24. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20146018.

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2

Allard, Léonie, and Christophe Poinssot. "Chine : réacteurs à neutrons rapides et nouveaux usages du nucléaire." Revue Générale Nucléaire, no. 5 (September 2019): 30–33. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20195030.

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Abstract:
Avec 47 réacteurs nucléaires en exploitation, pour 49 GWe, et 10 en construction, la Chine possède actuellement le 3e parc nucléaire mondial derrière les États-Unis et la France. Depuis 2015, elle a décidé de ne construire que des réacteurs de 3e génération, dont les têtes de séries EPR françaises et AP1000 américaines ont été mises en service entre 2018 et 2019. Elle prévoit d’exploiter industriellement la 4e génération à l’horizon des années 2030 et a déjà lancé la construction d’un démonstrateur de réacteurs à neutrons rapides et d’un démonstrateur d’un réacteur à haute température.
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3

Billebaud, Annick. "Les nouveaux concepts de réacteurs nucléaires." Reflets de la physique, no. 60 (December 2018): 55–57. http://dx.doi.org/10.1051/refdp/201860055.

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Abstract:
Les recherches sur des nouveaux types de réacteurs nucléaires pouvant succéder aux réacteurs actuels sont des travaux de longue haleine. De nombreux nouveaux concepts sont à l’étude mais, depuis 2000, un forum international incite la recherche à se concentrer sur quelques systèmes prometteurs vis-à-vis des nouveaux critères que devraient remplir des réacteurs de 4e génération. En France, les systèmes étudiés dans ce cadre sont les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium et les réacteurs à sels fondus. Les réacteurs pilotés par accélérateur, s’inscrivant dans une stratégie d’incinérati
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4

Evans, Cécile, Frédéric Laugier, Pierre-Henri Louf, Yolanda Rugama, François Sudreau, and Guillaume Vaast. "Avancées sur le multirecyclage en réacteur à eau pressurisée." Revue Générale Nucléaire, no. 1 (2023): 26–33. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20231026.

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Abstract:
Le programme de R&D français sur le Multirecyclage en REP (MRREP) est un cycle de transition préparant la fermeture du cycle avec le déploiement des Réacteurs à neutrons rapides (RNR). Il permettra de stabiliser les inventaires de combustibles usés et le plutonium dans les entreposages et d’augmenter significativement la part des matières recyclées utilisées dans les réacteurs français.
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5

Languille, A., P. Millet, S. Pillon, and J. Rouault. "Les nouveaux combustibles pour réacteurs à neutrons rapides." Revue Générale Nucléaire, no. 3 (May 1997): 47–49. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19973047.

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6

Bouchter, J. C., P. Dufour, J. Guidez, C. Poette, C. Renault, and G. Rimpault. "Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz." Revue Générale Nucléaire, no. 2 (March 2014): 68–76. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20142068.

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7

Lokhov, Alexey. "Le développement de réacteurs rapides au sodium en Russie." Revue Générale Nucléaire, no. 5 (September 2019): 34–35. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20195034.

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Abstract:
Comme la France, la Russie s’est depuis longtemps engagée dans la stratégie de fermeture du cycle du combustible nucléaire, dont l’un des éléments clés est le développement des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na).
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8

Berger, Vincent. "« Un jour ou l’autre, nous construirons des réacteurs à neutrons rapides »." Revue Générale Nucléaire, no. 2 (2024): 42–43. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20242042.

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Abstract:
En conclusion de la Convention de la Sfen du printemps 2024, Vincent Berger a appelé à prévoir le futur du parc nucléaire très en amont. Il s’agit de continuer le développement du parc à eau pressurisée, en synergie avec la réalisation de futurs réacteurs à neutrons rapides.
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9

Guidez, J., D. Goux, B. Fontaine, and M. Vanier. "Retour d’expérience sur le pilotage des Réacteurs à Neutrons Rapides." Revue Générale Nucléaire, no. 3 (May 2007): 42–46. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20073042.

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10

Lacombe, P. "Matériaux utilisés dans les réacteurs à neutrons rapides “super phénix„." Matériaux & Techniques 77, no. 1-2 (1989): 5–12. http://dx.doi.org/10.1051/mattech/198977010005.

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Dissertations / Theses on the topic "Réacteurs à neutrons rapides – Accidents"

1

Lainault, Franck. "Modélisation de la libération d'énergie liée aux accidents graves dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides." Poitiers, 1997. http://www.theses.fr/1997POIT2308.

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Abstract:
La phase d'expansion d'un accident de fusion de coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides (rnr) est caracterisee par l'expansion d'une bulle diphasique dans la partie superieure du reacteur contenant du sodium liquide. Durant cette expansion, ce sodium peut penetrer a l'interieur de la bulle par instabilite de rayleigh-taylor, phenomene d'entrainement suppose preponderant, et l'objectif de ce travail est de developper et de valider un logiciel modelisant cet entrainement de sodium afin de determiner son influence sur la valeur de l'energie mecanique liberee au cours de la phase d'expans
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2

Andriolo, Lena. "Impact des combustibles sphere-pac innovants sur les performances de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI067/document.

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Abstract:
Les futurs réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) doivent remplir les critères GEN-IV à savoir présenter des qualités d'économie, de sûreté améliorée, de résistance à la prolifération et de minimisation des déchets. Ce projet de thèse est dédié à l'étude de l'impact des combustibles innovants (spécialement le combustible oxyde sphere-pac chargé en actinides mineurs) sur les performances de sûreté des RNR-Na dédiés à la transmutation.Le code de calcul SIMMER-III, développé à l'origine pour les phases avancées d'un accident grave, est utilisé pour les simulations. Ce code a ét
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3

Mathe, Emmanuel. "Comportement des radiocontaminants dans les confinements d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium en situation accidentelle." Electronic Thesis or Diss., Lille 1, 2014. http://www.theses.fr/2014LIL10102.

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Abstract:
Dans le cadre de l’initiative « Generation IV », les conséquences d’un accident grave (AG) sur un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium (RNR-Na) doivent être étudiées. L’interaction entre le cœur chaud et le sodium liquide peut engendrer une explosion de vapeur qui pourrait créer une brèche dans le système primaire. Le sodium liquide contaminé pourrait être ainsi pulvérisé dans l’enceinte de confinement. Pour évaluer les conséquences d'une telle situation accidentelle en cas de perte du confinement, il faut au préalable pouvoir prévoir l'évolution de la quantité et de la spéciation ch
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4

Mathe, Emmanuel. "Comportement des radiocontaminants dans les confinements d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium en situation accidentelle." Thesis, Lille 1, 2014. http://www.theses.fr/2014LIL10102/document.

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Abstract:
Dans le cadre de l’initiative « Generation IV », les conséquences d’un accident grave (AG) sur un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium (RNR-Na) doivent être étudiées. L’interaction entre le cœur chaud et le sodium liquide peut engendrer une explosion de vapeur qui pourrait créer une brèche dans le système primaire. Le sodium liquide contaminé pourrait être ainsi pulvérisé dans l’enceinte de confinement. Pour évaluer les conséquences d'une telle situation accidentelle en cas de perte du confinement, il faut au préalable pouvoir prévoir l'évolution de la quantité et de la spéciation ch
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5

Martin, François. "Modélisation avancée neutronique-thermohydraulique pour les MSR (Réacteurs à Sels Fondus) de type RNR à combustible liquide." Electronic Thesis or Diss., Université Grenoble Alpes, 2024. http://www.theses.fr/2024GRALI004.

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Abstract:
Un réacteur à sels fondus (MSR pour Molten Salt Reactor) est un type de réacteur nucléaire de 4ème génération dans lequel le combustible est liquide, sous forme de sel à haute température, et sert également de caloporteur. Cette spécificité a deux impacts principaux : un fort coefficient de contre-réactivité par densité, et le transport des précurseurs de neutrons retardés par le sel combustible.Ces deux aspects nécessitent d'adapter les codes de calcul existants pour l'étude des MSRs. Au CEA, un outil couplé combinant le code neutronique déterministe APOLLO3® et le code de CFD TrioCFD est dév
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6

Guyot, Maxime. "Neutronics and thermal-hydraulics coupling : some contributions toward an improved methodology to simulate the initiating phase of a severe accident in a sodium fast reactor." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4345.

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Abstract:
Le sujet de la thèse s'inscrit dans le cadre de la rénovation des outils et des méthodes de calculs appliqués aux accidents graves des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na). En particulier, on s'intéresse aux biais et conservatismes liés à la méthodologie de calculs de la phase primaire d'un accident grave. Pour évaluer les conséquences d'un accident de fusion du coeur d'un RNR-Na, une approche déterministe est généralement réalisée en considérant des hypothèses dites "best-estimate". Cette approche repose sur l'utilisation de codes informatiques pour simuler numériquement
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7

Jadon, Ankita. "Interactions between sodium carbonate aerosols and iodine fission-products." Electronic Thesis or Diss., Université de Lille (2018-2021), 2018. http://www.theses.fr/2018LILUR021.

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Abstract:
L’analyse de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium de Génération IV nécessite l'étude des conséquences d'un accident grave en cas de rejet dans l'environnement du sodium et des radionucléides qu'il transporte (terme source chimique et radiologique). Le terme source global dépend donc à la fois de la spéciation chimique des aérosols de sodium, issus de la combustion du sodium dans l'enceinte, et de leurs interactions avec les radionucléides. Au cours de cette thèse, les interactions entre le carbonate de sodium et les produits de fission gazeux iodés (I2 et HI) ont été étu
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8

Singh, Shifali. "Radioscopie X pour les interactions corium-sodium lors d'un scénario d'accident grave." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLS114.

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Abstract:
Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), une défaillance dans le système de refroidissement du coeur ou de protection du réacteur peut conduire à un accident grave. Dans un tel scenario, les matériaux du coeur (combustible et acier) fondent pour former un mélange appelé corium susceptible d'interagir avec le réfrigérant (sodium). Une telle interaction (Fuel Coolant Interaction, FCI) peut générer des évènements énergétiques aptes à mettre en danger les structures du réacteur. La violence de l'explosion dépend essentiellement de l'état du mélange corium-sodium. Connaît
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9

Lacourcelle, Claire. "Optimisation du procédé de décontamination des composants de réacteurs à neutrons rapides." Aix-Marseille 3, 1994. http://www.theses.fr/1994AIX30065.

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Abstract:
La decontamination des composants de reacteurs a neutrons rapides en vue de requalification doit reduire le niveau de radioactivite, afin d'autoriser une intervention humaine directe permettant d'effectuer les operations de maintenance. Ce traitement consiste a dissoudre par voie chimique les depots residuels contenant les elements radioactifs, ainsi qu'une couche d'acier dans laquelle ils ont pu diffuser. L'optimisation du procede de decontamination existant a pour objectif de minimiser la teneur en acide phosphorique mise en jeu car son utilisation est penalisante dans le traitement des effl
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10

Czernecki, Sébastien. "Avancées dans le calcul neutronique des réacteurs à neutrons rapides : démonstration sur le réacteur Super-Phénix." Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11066.

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Abstract:
Le systeme europeen de codes de neutronique, eranos, destine au calcul des curs a neutrons rapides a integre les progres realises durant ces dernieres annees, aussi bien au niveau des donnees de base, avec l'utilisation d'eralib1, bibliotheque ajustee a partir des evaluations recentes de jef2. 2, que des codes de calcul, avec l'integration du nouveau code de reseau ecco et du code de calcul spatial, tgv/variant. Ce code deterministe, base sur des methodes nodales variationnelles, offre la possibilite d'effectuer, pour la premiere fois, des calculs dans la theorie du transport sur des grands cu
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Books on the topic "Réacteurs à neutrons rapides – Accidents"

1

Friedel, Jacques, Yves Bréchet, François Carré, et et al, and Robert Dautray. Fluides Caloporteurs Pour Réacteurs à Neutrons Rapides. EDP Sciences, 2021.

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Carré, François, Yves Bréchet, Robert Dautray, and Jacques Friedel. Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2127-3.

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Book chapters on the topic "Réacteurs à neutrons rapides – Accidents"

1

"Chapitre 14. Les réacteurs à neutrons rapides." In Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2032-0-018.

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"Chapitre 14. Les réacteurs à neutrons rapides." In Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2032-0.c018.

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"Chapitre 14. Les réacteurs à neutrons rapides." In Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles. EDP Sciences, 2020. https://doi.org/10.1051/978-2-7598-1977-5.c018.

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Brézin, Édouard. "Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2017. https://doi.org/10.3917/edp.brech.2014.01.0089.

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Bamberger, Yves. "Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2017. https://doi.org/10.3917/edp.brech.2014.01.0079.

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Carré, Frank. "Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2017. https://doi.org/10.3917/edp.brech.2014.01.0043.

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7

Friedel, Jacques. "Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2017. https://doi.org/10.3917/edp.brech.2014.01.0002.

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Gauché, François. "Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2017. https://doi.org/10.3917/edp.brech.2014.01.0063.

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Bréchet, Yves, Robert Dautray, and Jacques Friedel. "Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2017. https://doi.org/10.3917/edp.brech.2014.01.0011.

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"Frontmatter." In Fluides caloporteurs pour réacteurs à neutrons rapides. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2127-3-fm.

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