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

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

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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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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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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.

Full text
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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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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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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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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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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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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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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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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Rodet, Jean-Claude. "Contribution à l'étude de la turbulence en écoulement moyen tri-dimensionnel : cas des réacteurs nucléaires." Ecully, Ecole centrale de Lyon, 1985. http://www.theses.fr/1985ECDL0012.

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Abstract:
A l'intérieur d'assemblages heaxagonaux de 3 ou 19 aiguilles de réacteur nucléaire, de type super-phénix, des champs de pression pariétales des champs cinématiques moyens et turbulents ont été mesurés. Pour ces derniers une méthodologie de mesure prenant en compte les contraintes d'orientations liées à la géométrie de l'assemblage est développée pour une simple sonde à deux fils chauds croisés. Le champ cinématique moyen obtenu est tri-dimensionnel ; il met en évidence des périodicités, un écoulement périphérique le long du boîtier, et rend compte de valeurs de vrillage. L'analyse locale des t
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Dancre, Mathieu. "Analyse d'images tridimensionnelles ultrasonores pour l'inspection en service des réacteurs à neutrons rapides." Aix-Marseille 2, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX22068.

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Abstract:
L'analyse d'images tridimensionnelles constitue un ensemble de methodes d'extraction intelligente de l'information pour visualiser ou reconnaitre des objets dans un volume numerique, ou encore pour diagnostiquer l'etat de ces objets. Dans ce domaine de recherche, nous nous interessons aux aspects algorithmiques et methodologiques pour extraire une information visuelle de surface contenue dans des volumes numeriques ultrasonores. L'objectif est d'aider un operateur non acousticien, eventuellement le systeme lui-meme, a inspecter les surfaces des structures internes de cuves de reacteurs a neutr
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Angeli, Pierre-Emmanuel. "Simulation multi-résolution/multi-échellesde la thermohydraulique des assemblages de réacteurs à neutrons rapides." Phd thesis, Ecole Centrale Paris, 2011. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00678241.

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Abstract:
Ce travail de thèse poursuit l'objectif d'une simulation numérique multiéchelle d'un assemblage de réacteur à neutrons rapides. Malgré la puissance croissante des ordinateurs, la CFD fine complète d'un tel système demeure extrêmement coûteuse dans un contexte de recherche et développement. Nous proposons alors, une fois déterminé le comportement thermohydraulique moyen de l'assemblage, de reconstruire localement l'information aux fines échelles, l'ensemble de la démarche requérant un temps de calcul bien moindre qu'une simulation de la totalité de la structure. La description à l'échelle moyen
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Messaoudi, Nadia. "Etude d'un réacteur à neutrons rapides (RNR) dédié à l'incinération des actinides mineurs." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11011.

Full text
Abstract:
La gestion des dechets nucleaires radioactifs a vie longue, tels que les actinides mineurs et certains produits de fission, est un objectif strategique majeur pour le devenir de l'electronucleaire. L'opinion publique est de plus en plus reticente vis-a-vis de ce probleme. La france explore plusieurs voies de recherche pour la gestion de ces dechets dans le cadre de la loi votee en decembre 1991: procedes de separation chimique, stockage en profondeur, transmutation en reacteur ou dans des dispositifs innovants. S'inscrivant dans ce contexte, ce memoire propose un moyen de gerer les actinides m
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Brizi, Julie. "Cycles uranium et thorium en réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium : Aspects neutroniques et déchets associés." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00545616.

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Abstract:
Les réacteurs `a neutrons rapides refroidis au sodium `a cycle uranium 238/plutonium 239, dont la faisabilité technique a déj`a ´et´e ´eprouv´ee, permettent de s'affranchir du prob- lème des ressources d'uranium naturel en r´ealisant la r´eg´en´eration de l'´elément fissile du combustible. En outre, une gestion des déchets visant `a réduire la production et la ra- diotoxicité des actinides mineurs produits par le réacteur peut ˆetre mise en oeuvre en transmutant les AM en coeur (transmutation homog`ene). Une autre alternative pour min- imiser les d´echets est l'utilisation d'un autre couple fe
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Privas, Edwin. "Contribution à l’évaluation des incertitudes sur les sections efficaces neutroniques, pour les réacteurs à neutrons rapides." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI109/document.

Full text
Abstract:
La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des données nucléaires, pour des raisons de sûreté nucléaire. Elle vise en particulier les sections efficaces indispensables aux calculs neutroniques des réacteurs rapides au sodium de Génération IV (RNR-Na), et les moyens permettant de les évaluer.Le principal objectif de la thèse est de fournir et montrer l’intérêt de nouveaux outils permettant de réaliser des évaluations cohérentes, avec des incertitudes maîtrisées et fiables. Pour répondre aux attentes, différentes méthodes ont été implémentées d
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Khamakhem, Wassim. "Etude de l'évolution du combustible dans des réacteurs rapides de quatrième génération : impact des données nucléaires sur leur performance." Paris 11, 2010. http://www.theses.fr/2010PA112173.

Full text
Abstract:
L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension des variations des caractéristiques neutroniques de cœurs de réacteurs de 4ème génération (RNR-Na et RNR-G) au cours de l'évolution du combustible. Les caractéristiques neutroniques d'intérêt sont bien sûr la perte de réactivité au cours du cycle et le gain de régénération mais aussi l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. L'évolution du combustible conduit à une dégradation des paramètres de sûreté des cœurs. L'étude de ces variations et de leurs incertitudes associées contribue à justifier la conception des réacteur
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Pilarski, Stevan. "Etude du potentiel de concepts innovants de réacteurs à neutrons rapides (RNR) vis-à-vis des exigences du développement durable." Paris 11, 2008. http://www.theses.fr/2008PA112287.

Full text
Abstract:
Ce travail de thèse montre l’intérêt de différentes options de RNR innovants refroidis par métal liquide (Pb, Pb-Li7, Pb-Mg) relativement aux exigences des réacteurs de « quatrième génération », tels que définis dans le cadre du forum international Generation IV, l’accent étant mis sur la sûreté, en particulier sur deux aspects : le premier est le problème de l’effet de vidange inhérent aux RNR, le second concerne le comportement du réacteur lors de transitoires non protégés. Le potentiel de ces caloporteurs innovants est examiné à travers leur emploi dans un concept similaire au projet russe
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Maury, Cécile. "Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaire à neutrons rapides refroidis au sodium." Paris 6, 2012. http://www.theses.fr/2012PA066428.

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Lefevre, Emmanuel. "Mise au point et validation d'un nouveau formulaire adapté au calcul des protections neutroniques des réacteurs à neutrons rapides." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11055.

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Abstract:
Le formulaire de calcul neutronique eranos des reacteurs a neutrons rapides est developpe au cea pour les calculs de cur et de protection. Il s'appuie sur les donnees nucleaires evaluees jef2 et les modules de calcul de cellules ecco et de transport bistro et variant. Cette these traite de la definition et de la validation d'une route de calcul des protections neutroniques au sein de ce formulaire. Dans ce but, on etudie les differents phenomenes physiques a prendre en compte et on choisit les algorithmes permettant leur description. Une methode originale de calcul de l'autoprotection est ains
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Tran, Van De. "Contribution au remplacement des revêtements durs par traitement de surface non conventionnel dans les réacteurs à neutrons rapides." Thesis, Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2014. http://www.theses.fr/2014ECAP0063/document.

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Abstract:
Cette thèse contribue au remplacement du revêtement de Stellite 6 utilisé aux zones de frottement dans le circuit primaire du réacteur à neutron rapide. Elle comprend trois parties : 1) Une étude bibliographique afin de présider au choix des matériaux de remplacement et du procédé de dépôt. 2) Une étude paramétrique en vue d’obtenir des dépôts sains (bonne adhésion avec le substrat, peu de porosité, absence de fissure, dilution faible). 3) Une étude du comportement tribologique des dépôts réalisée pour deux valeurs de température. Ces essais tribologique ont été réalisés sous atmosphère inerte
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Maury, Cécile. "Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)." Phd thesis, Université Pierre et Marie Curie - Paris VI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00807954.

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Abstract:
Dans le cadre du projet de réacteur nucléaire à neutrons rapides et caloporteur sodium baptisé ASTRID, le CEA cherche à développer des techniques d'analyse innovantes afin de surveiller la pureté chimique du sodium liquide. L'objectif est de détecter des situations incidentelles telles que les ruptures de gaine, les fuites dans le générateur de vapeur ou dans les pompes du circuit primaire, et la corrosion accélérée, qui entraînent la contamination du caloporteur par certains éléments. Les techniques d'analyse élémentaire basées sur l'ablation laser et la spectroscopie d'émission sont particul
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Na, Byung Chan. "Etude de conception neutronique des coeurs de RNR [Réacteurs à Neutrons Rapides] visant à améliorer leur potentiel de sureté." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11085.

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Temmar, Mourad. "Simulation multiphysique du phénomène de rattrapage du jeu pastille-gaine dans les aiguilles combustibles des réacteurs à neutrons rapides." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0611.

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Abstract:
L'objectif de cette thèse est d’améliorer la modélisation des phénomènes responsables du rattrapage du jeu séparant initialement le combustible de la gaine qui l’entoure. Une simulation réaliste du phénomène de rattrapage de jeu permet de mieux évaluer la température du combustible, grandeur cruciale pour garantir le respect du critère de non-fusion du combustible. Dans un premier temps, les phénomènes responsables du rattrapage du jeu combustible-gaine sont identifiés. La réduction de taille du jeu combustible-gaine semble être liée principalement à deux phénomènes: la fragmentation du combus
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Benoit, Jean-Christophe. "Développement d'un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-01064275.

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Abstract:
Ce travail de thèse s'inscrit dans le domaine de l'énergie nucléaire, de l'aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l'un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l'estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s'est déroulée en trois temps.La première étape a permis de li
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Benoit, Jean-christophe. "Développement d’un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides." Thesis, Paris 11, 2012. http://www.theses.fr/2012PA112254/document.

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Abstract:
Ce travail de thèse s’inscrit dans le domaine de l’énergie nucléaire, de l’aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l’un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l’estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s’est déroulée en trois temps.La première étape a permis de li
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Grosjean, Cédric. "Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux ²³²Th / ²³³U dans le cadre des cycles de combustible innovants." Bordeaux 1, 2005. http://www.theses.fr/2005BOR12967.

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Abstract:
Le cycle du thorium (²³²Th / ²³³U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (²³²Th, ²³³Pa et ²³³U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux ²³²Th et ²³³U avec une incertitude inférieure
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Casalta, Sylvie. "Etude des propriétés du système Am-O en vue de la transmutation de l'Americium 241 en réacteur à neutrons rapides." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11036.

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Abstract:
Cette these entre dans le cadre general des problemes relatifs aux recyclages des combustibles irradies et a l'elimination des dechets actinides mineurs (np. Am) a haute activite et vie longue. La transmutation de l'am-241, dans un reacteur a neutrons rapides, selon le concept heterogene devrait reduire considerablement la radioactivite potentielle de ce dechet nucleaire. La manipulation de materiaux tel l'americium, fortement radioactifs, necessitent de prendre des precautions particulieres. Les debits de dose dus aux rayons x ont ete calcules et mesures pendant la fabrication. Le systeme am-
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Redon, Bruno. "Étude et modélisation du piégeage sur matériaux carbones du césium 137 lors de la purification du sodium primaire des réacteurs à neutrons rapides." Grenoble INPG, 1998. http://www.theses.fr/1998INPG0098.

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Abstract:
Dans les reacteurs a neutrons rapides (r. N. R. ), le sodium liquide est utilise comme fluide caloporteur. Lors de ruptures accidentelles de gaines de combustible, le cesium 137 se retrouve dans le sodium et s'accumule dans le circuit. Du fait de sa periode radioactive elevee (30 ans), il faut proceder a des campagnes d'epuration. L'adsorbant utilise actuellement est le r. V. C. (reticulated vitreous carbon). Ce travail a permis de : - preciser la microtexture du r. V. C. Et le mode de fixation des metaux alcalins ; - proposer un modele de dimensionnement. La caracterisation du r. V. C. Par di
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Khatcheressian, Nayiri. "Développement d’un modèle de transferts couplés pour l’aide à la conception et à la conduite des systèmes de purification du sodium des réacteurs à neutrons rapides." Phd thesis, Toulouse, INPT, 2013. http://oatao.univ-toulouse.fr/10883/1/khatcheressian.pdf.

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Abstract:
Les pièges froids sont des systèmes de purification du fluide caloporteur sodium indispensables au bon fonctionnement des réacteurs à neutrons rapides. Ils permettent de contrôler la teneur en impuretés du sodium, notamment celles de l’oxygène et de l’hydrogène. Le piégeage de ces impuretés est basé sur leur cristallisation sous forme d’oxyde et d’hydrure de sodium, sur garnissage et sur parois froides. Appréhender le remplissage de ces systèmes de purification permettra d’orienter les choix technologiques en termes de conception et de conduite. L’objectif est de développer un outil d’aide à l
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Cabrero, Julien. "Amélioration de la conductivité thermique des composites à matrice céramique pour les réacteurs de 4ème génération." Thesis, Bordeaux 1, 2009. http://www.theses.fr/2009BOR13877/document.

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Cai, Li. "Condensation et homogénéisation des sections efficaces pour les codes de transport déterministes par la méthode de Monte Carlo : Application aux réacteurs à neutrons rapides de GEN IV." Thesis, Paris 11, 2014. http://www.theses.fr/2014PA112280/document.

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Abstract:
Dans le cadre des études de neutronique menées pour réacteurs de GEN-IV, les nouveaux outils de calcul des cœurs de réacteur sont implémentés dans l’ensemble du code APOLLO3® pour la partie déterministe. Ces méthodes de calculs s’appuient sur des données nucléaires discrétisée en énergie (appelées multi-groupes et généralement produites par des codes déterministes eux aussi) et doivent être validées et qualifiées par rapport à des calculs basés sur la méthode de référence Monte-Carlo. L’objectif de cette thèse est de mettre au point une technique alternative de production des propriétés nucléa
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Daudin, Kevin. "Contribution à la prédiction des effets réactions sodium-eau : application aux pertes de confinement dans un bâtiment générateur de vapeur d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium." Thesis, Compiègne, 2015. http://www.theses.fr/2015COMP2212/document.

Full text
Abstract:
L’étude des conséquences de la réaction sodium-eau (RSE) est un enjeu dans le cadre de la sûreté des futurs réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Afin d'évaluer les conséquences de RSE dans des situations d'accident majeur, il est nécessaire de mieux comprendre la phénoménologie et notamment la quantité d'énergie libérée et la cinétique de libération. L'objectif est donc d’améliorer la compréhension de telles RSE pour prédire au mieux ses conséquences sur les équipements mécaniques alentours. Trois axes de travail ont été privilégiés, à savoir la recherche du déroulement des séque
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Dumas, Jean-Christophe. "Étude des conditions de formation du joint oxyde-gaine dans les combustibles des réacteurs à neutrons rapides : observations et proposition d'un modèle de comportement des produits de fission volatils." Grenoble INPG, 1995. http://www.theses.fr/1995INPG0098.

Full text
Abstract:
La presence d'une couche de composes de produits de fission de quelques dizaines de microns entre la pastille et la gaine (denommee jog pour joint oxyde-gaine), observee sur le combustible d'oxyde d'uranium et de plutonium des reacteurs a neutrons rapides fortement irradie, peut avoir une incidence sur le comportement thermo-mecanique de l'aiguille, d'ou l'importance d'en preciser les conditions de formation et la composition chimique au cours de l'irradiation. Le comportement thermodynamique de la matrice combustible irradiee et de ses produits de fission a ete modelise par l'intermediaire du
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Grosjean, Cédric. "Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux 232Th / 233U dans le cadre des cycles de combustiblesinnovants." Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00404551.

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Abstract:
Le cycle du thorium (232Th/233U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (232Th, 233Pa et 233U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux 232Th et 233U avec une incertitude inférieure à
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Bouret, Cyrille. "Etudes des contre-réactions dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium : impact de la conception et de la neutronique sur les incertitudes." Thesis, Clermont-Ferrand 2, 2014. http://www.theses.fr/2014CLF22508/document.

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Abstract:
Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en
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Guo, Hui. "Design of innovative systems for the optimized control of reactivity in Gen-IV fast neutron reactors." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0245.

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Abstract:
Les réacteurs de quatrième génération pourraient tirer parti du spectre des neutrons rapides pour optimiser l'utilisation des ressources en uranium, faciliter la gestion des matières fissiles et améliorer la transmutation des déchets nucléaires. La barre de commande est habituellement combinée un réseau des aguilles non étanchées en carbure de bore (B4C) comme élément absorbant. Différents critères technologiques limitent la durée d’utilisation du B4C en irradiation. Par conséquent, des éléments absorbants alternatifs tels que l'oxyde de gadolinium (Gd2O3), l'oxyde d'europium (Eu2O3) et le dib
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Garti, Sara. "Spectrométrie gamma haute résolution et bas bruit Compton pour la détection des ruptures de gaine dans les réacteurs rapides refroidis au sodium." Thesis, Université Grenoble Alpes, 2020. https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-02862768.

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Abstract:
Les réacteurs de quatrième génération sont développés dans le but de renouveler la filière énergétique du nucléaire avec des réacteurs plus sûrs, optimisant la consommation du minerai uranium et produisant moins de déchets de vie longue. La France a investi dans le développement de la technologie des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. Par le passé, des prototypes ont été construits et exploités tels que RAPSODIE, PHENIX, SUPERPHENIX ; et depuis 2006, le CEA est en charge de la conception du futur prototype de cette filière : ASTRID. C’est dans ce cadre que les équipes du Commiss
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Roumiguier, Lena. "Frittage par Spark Plasma Sintering de céramiques de carbure de bore : modélisation numérique du procédé et optimisation des nano-,microstructures pour l’amélioration des performances des absorbants en réacteurs à neutrons rapides." Thesis, Limoges, 2019. http://www.theses.fr/2019LIMO0109.

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Abstract:
Cette étude a pour objectif d’élaborer de nouveaux matériaux de carbure de bore utilisés en tant qu’absorbants neutroniques en réacteurs à neutrons rapides. La stratégie adoptée vise l’affinement de la microstructure des matériaux afin de limiter le phénomène de déformation anisotropique des grains sous irradiation qui est responsable de la dégradation des pastilles en fonctionnement. Deux nuances de matériaux ont été élaborées par le procédé SPS avec des microstructures submicroniques et nanométriques, permettant une diminution des tailles de grains par rapport au matériau de référence histor
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Pantera, Laurent. "Application d'une méthodologie statistique à la compréhension du phénomène de corrosion du surgénérateur Phénix." Compiègne, 1992. http://www.theses.fr/1992COMPD509.

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Abstract:
La limite supérieure du taux de combustion des éléments combustibles du réacteur à neutrons rapides Phénix est fortement conditionnée par un phénomène de corrosion interne de leur gaine en acier. Un nouveau programme d'étude de cette corrosion a été mis en place en 1987 par le département d'études des combustibles du CEA/CEN Cadarache. Les résultats contribueront à déterminer les choix d'orientations pour le projet E. F. R. (European Fast Reactor). La thèse se situe dans le cadre de ce nouveau programme. Se basant sur les données issues d'une campagne expérimentale menée dans Phénix de 1980 à
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Moriot, Jérémy. "Détection vibro-acoustique passive d’une réaction sodium-eau par formation de voies dans un générateur de vapeur d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium." Thesis, Lyon, INSA, 2013. http://www.theses.fr/2013ISAL0151/document.

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Abstract:
La thèse s’inscrit dans le cadre industriel de la détection de la réaction entre l’eau et le sodium dans un générateur de vapeur d’un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium. Plus précisément, il s’agit de détecter une micro-fuite d’eau dans le sodium (débit < 1 g/s) en moins de 10 secondes à partir des signaux vibratoires mesurés sur la virole externe du générateur de vapeur. Le bruit de fond très important de l’installation en fonctionnement risque de mettre en défaut la détection basée sur un dépassement de seuil de l’énergie vibratoire. Nous nous intéressons dans cette thèse à
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Jadon, Ankita. "Interactions between sodium carbonate aerosols and iodine fission-products." Thesis, Lille 1, 2018. http://www.theses.fr/2018LIL1R021/document.

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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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Tillard, Léa. "Impact du déploiement de réacteurs de type ASTRID sur la gestion dynamique du plutonium dans des scénarios de transitions électronucléaires." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLS494.

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Abstract:
L'ensemble des lois, décrets et débats publics relatifs à la transition énergétique donne toute son importance à l'étude de scénarios d'évolution de parcs électronucléaires. L’une des stratégies de référence considérées en France envisage le déploiement progressif de Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na) de IVe génération. L’exploration des différentes trajectoires et des conséquences associées sur l’ensemble du cycle du combustible sont des étapes indispensables à l’évaluation des scénarios de transitions possibles.C’est dans ce cadre que s’inscrit cette thèse, qui analyse
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Jourdy, Benjamin. "Analyse des effets d'échelle sur le comportement thermo-hydraulique de jets impactants." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://docnum.univ-lorraine.fr/ulprive/DDOC_T_2023_0063_JOURDY.pdf.

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Abstract:
Les études de sureté et les modélisations numériques mises en œuvre dans le cadre des études sur les réacteurs à neutrons rapides (RNR) impliquent un besoin de validation des codes de calcul à l'aide de maquettes représentatives. Un enjeu de sûreté identifié dans ce type de réacteur est le redressement du jet radial issu de l'impact des jets chauds du cœur sur le Bouchon Couvercle Cœur (BCC). Le redressement induit des fluctuations thermiques et une stratification thermique dans le plénum supérieur provoquant de la fatigue thermique sur les composants. Comprendre les divers mécanismes en œuvre
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Gutierrez, Gaëlle. "Étude du comportement thermique et sous irradiation du xénon dans l'oxycarbure de zirconium." Phd thesis, Université Claude Bernard - Lyon I, 2011. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00670024.

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Abstract:
Les réacteurs GEN IV (GFR) nécessitent l'emploi de matériaux d'enrobage ayant une bonne transparence aux neutrons, une conductivité thermique élevée et agissant comme barrière de diffusion pour les produits de fission. Le but de cette étude est de déterminer le rôle de la température et de l'irradiation sur le comportement du xénon implanté dans l'oxycarbure de zirconium (ZrCxOy). A cet effet, des poudres de deux stoechiométries ZrC0,95O0,05 et ZrC0,8O0,2 ont été synthétisées puis frittées par frittage flash, ou sous charge. Pour étudier le rôle de la fluence d'implantation sur la migration th
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Cheik, Njifon Ibrahim. "Modélisation des modifications structurales, électroniques et thermodynamiques induites par les défauts ponctuels dans les oxydes mixtes à base d'actinides (U,Pu)O2." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0356.

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Abstract:
(U,Pu)O2 (aussi appelé MOX) est actuellement utilisé comme combustible dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) avec une teneur massique en Pu d’environ 10 %. Il est également envisagé comme combustible de référence pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium, avec une teneur massique en Pu d’environ 25 %. En conditions opérationnelles, (U,Pu)O2 est soumis à des réactions de fission qui génèrent une grande quantité de défauts et de produits de fission. Par migration, ces défauts et produits de fission gazeux peuvent s'agréger en nano-cavités, dislocations et bulles
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Chaia, Nabil. "Mise au point de revêtements protecteurs pour le gainage du combustible en alliage de vanadium V-4Cr-4Ti destiné aux RNR-Na." Thesis, Université de Lorraine, 2013. http://www.theses.fr/2013LORR0149/document.

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Abstract:
L’usage de l’alliage de vanadium V-4Cr-4Ti comme matériau de gainage du combustible dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) représente un intérêt tout à fait particulier de par ses propriétés physico-chimiques attractives à savoir : une bonne compatibilité avec le sodium liquide, une transparence neutronique élevée et de bonnes propriétés mécaniques sous irradiation. Toutefois, la dissolution de l’oxygène dans le vanadium conduit à son durcissement de manière considérable et rend, par conséquence, son utilisation conditionnée par l’utilisation de protectio
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Brazzale, Pietro. "Numerical and experimental study at the pilot scale of the hydrogen injection into liquid sodium by permeation through nickel membrane." Thesis, Toulouse, INPT, 2020. http://www.theses.fr/2020INPT0101.

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Abstract:
Dans le cadre des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis à Sodium (RNR-Na), le contrôle de la contamination du tritium dans les circuits sodium et la maitrise de sa diffusion dans l’atmosphère est fondamentale. Afin de piéger et récupérer le tritium, il est nécessaire de maintenir une quantité minimale d’hydrogène dissous dans le sodium liquide. L’injection d’hydrogène par perméation à travers une membrane dense de nickel a été proposée afin de fournir un apport d’hydrogène continu au flux de sodium liquide et obtenir la concentration en hydrogène souhaitée. Des membranes de nickel similaires
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Gutierrez, Gaëlle. "Étude du comportement thermique et sous irradiation du xénon dans l’oxycarbure de zirconium." Thesis, Lyon 1, 2011. http://www.theses.fr/2011LYO10276/document.

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Abstract:
Les réacteurs GEN IV (GFR) nécessitent l’emploi de matériaux d’enrobage ayant une bonne transparence aux neutrons, une conductivité thermique élevée et agissant comme barrière de diffusion pour les produits de fission. Le but de cette étude est de déterminer le rôle de la température et de l’irradiation sur le comportement du xénon implanté dans l’oxycarbure de zirconium (ZrCxOy). A cet effet, des poudres de deux stoechiométries ZrC0,95O0,05 et ZrC0,8O0,2 ont été synthétisées puis frittées par frittage flash, ou sous charge. Pour étudier le rôle de la fluence d’implantation sur la migration th
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Dupin, Elsa. "Cοnceptiοn et mοdélisatiοn de cοllectrοns innοvants pοur la mesure de la cοmpοsante rapide des flux de neutrοns en réacteur". Electronic Thesis or Diss., Normandie, 2024. http://www.theses.fr/2024NORMC251.

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Abstract:
Le suivi en ligne du flux de neutrons rapides en réacteur à eau est un enjeu pour l’instrumentation in-core des réacteurs et notamment pour les expériences d’irradiation de matériaux. Les collectrons sont des détecteurs utilisés pour la surveillance en ligne des flux de neutrons thermiques et/ou de rayonnements γ. Fonctionnant sans polarisation et pour des débits de fluence importants, ils sont particulièrement adaptés à des mesures en cœur. Les collectrons sont principalement coaxiaux, composés de trois éléments principaux : un émetteur, un isolant et une gaine. En choisissant judicieusement
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