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Academic literature on the topic 'Réacteurs nucléaires – Coeurs'

Author: Grafiati
Published: 4 June 2021
Last updated: 12 October 2024

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Journal articles on the topic "Réacteurs nucléaires – Coeurs"

1

"Le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na)." Revue Générale Nucléaire, no. 5 (September 2019): 24–25. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20195024.

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Abstract:
Parmi les réacteurs à neutrons rapides, le RNR-Na fonctionne comme un réacteur nucléaire classique. La fission des atomes de son combustible, au sein de son coeur, génère de la chaleur qui est véhiculée jusqu’à une turbine pour produire de l’électricité. Dans le contexte de la 4e génération, les RNR-Na apportent des innovations sur l’optimisation des matières premières et la sûreté. Ce réacteur intéresse de près les grandes nations.
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Dissertations / Theses on the topic "Réacteurs nucléaires – Coeurs"

1

Malouch, Fadhel. "Accroissement local du flux rapide pour des expériences de dommages dans un réacteur de recherche." Paris, CNAM, 2003. http://www.theses.fr/2003CNAM0487.

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Abstract:
Dans les expériences d'irradiation de matériaux menées dans le cœur du réacteur expérimental OSIRlS (CEA Saclay), on cherche à accélérer le processus de vieillissement des échantillons irradiés afin de réduire leur temps de séjour en pile. Le taux de création de dommages est étroitement lié au niveau de flux rapide (E > 1 MeV). Afin d'en accroître localement le niveau, on se propose de procéder à une modification locale du flux neutronique à l'aide d'un convertisseur de flux, constitué de matière fissile disposée selon une géométrie appropriée permettant de recevoir des expériences d'irradi
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2

Shin, Hyeong-Ki. "Analyse de transitoires pouvant conduire les coeurs de réacteurs à eau dans des situations dégradées, analyse des configurations résultantes." Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11024.

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Abstract:
Les accidents graves survenus recemment sur des reacteurs nucleaires (tchernobyl et t. M. I. 2) ont conduit l'ensemble des pays possedant des installations nucleaires a se pencher sur la gestion de situations resultant d'accidents graves. Cette these s'inscrit dans ce cadre et a pour but d'analyser, en terme de reactivite, le comportement de coeurs degrades resultant de differentes configurations accidentelles. Deux types de degradations peuvent se rencontrer : des degradations locales (destruction d'assemblages isoles dans le cur) ou entendues (blocs d'assemblages voisins detruits). L'acciden
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3

Benaboud, Abdelhak. "Réacteurs sous-modérés : étude de coeurs à fort diamètre de pastille." Paris 11, 1989. http://www.theses.fr/1989PA112232.

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Abstract:
Le présent travail entre dans le contexte des études sur les RSM. Notre contribution porte sur la diminution du flux de matière par énergie produite, procurant ainsi un gain supplémentaire sur le coût de cycle. Pour cela, nous envisageons d'augmenter le diamètre de la pastille combustible ce qui a pour conséquence de diminuer le nombre de pastilles, donc de crayons voire même d'assemblages fabriqués et retraités. La première partie de cette thèse est consacrée à une présentation générale des réacteurs sous-modérés. Nous rappelons brièvement l'historique ainsi que la situation internationale. L
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Valocchi, Giorgio. "Modélisation neutronique de coeurs complexes en cinétique multidimensionnelle : application au coeur astrid faible vidange et à la préparation d'expériences de validation." Thesis, Aix-Marseille, 2020. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/200514_VALOCCHI_351nl894fmhn253lieft716uvgkli_TH.pdf.

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Abstract:
Le comportement cinétique d'un réacteur nucléaire est régi par des phénomènes opérant sur différentes échelles de temps. De ce fait, les calculs cinétiques sont parmi les calculs les plus exigeants en termes de ressources en physique des réacteurs et aboutissent généralement à pas abordable, même avec les supercalculateurs les plus avancés.L'approche courante consiste à décrire le comportement cinétique d'un réacteur en utilisant la cinétique ponctuelle, c'est-à-dire un modèle à paramètres intégraux dans lequel le réacteur est modélisé pour ainsi dire comme un point et décrit par un ensemble d
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Huy, Virginie. "Contribution to nuclear data improvement by assimilation of integral experiments for the ASTRID core neutronic characterization." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0333/document.

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Abstract:
Au CEA sont actuellement réalisées des études de conception pour un démonstrateur de SFR, le réacteur ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration). Ce travail implique de développer et valider des outils de calcul scientifique afin de créer un dossier de sûreté à transmettre à l’ASN. Notamment, l’utilisation de codes neutroniques doit permettre de calculer les caractéristiques de cœurs de réacteur avec des précisions bien maitrisées. Les données nucléaires, qui sont les paramètres d’entrée de ces codes, constituent la principale source d'incertitude dans ces calc
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6

Kooyman, Timothée. "Amélioration des performances de transmutation des actinides mineurs dans les réacteurs de quatrième génération : aspects cycle et coeurs." Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0242/document.

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Abstract:
La transmutation des actinides mineurs est une solution inscrite dans la loi de 2006 sur la gestion des déchets nucléaires à long terme. Une approche possible pour implémenter cette technique consiste à récupérer ces noyaux lourds lors du retraitement du combustible nucléaire et à les recharger dans le cœur d’un réacteur. Cependant, l’ajout d’actinides mineurs dans le cycle du combustible nucléaire entraine l’apparition de pénalités, tant sur le comportement du réacteur associé que sur les différentes étapes du retraitement.Après une analyse des impacts de la transmutation, une méthodologie d’
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7

Lacour, Vincent. "Modélisation de la production d'hydrogène lors de la phase de renoyage des coeurs de réacteurs nucléaires en situation d'accidents graves." Paris, ENMP, 2001. http://www.theses.fr/2001ENMP1011.

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Abstract:
L'accident du réacteur nucléaire de Three Mile Island marque l'accélération des recherches sur les accidents graves. Elles permirent l'élaboration d'un code d'étude de scénarii (Modular Accident Analysis Program, MAAP) utilisé actuellement par Electricité de France. On s'intéresse ici aux accidents graves qui aboutissent à un découvrement du cœur d'un Réacteur à Eau Pressurisée. Pour éviter que de tels accidents dégénèrent, il est prévu de renoyer le cœur en injectant une forte quantité d'eau. Différentes études comparatives ont montré que les codes actuels (dont MAAP) étaient incapables de pr
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8

Ruggiéri, Jean-Michel. "Méthodes numériques pour la prise en compte d'hétérogénéités locales dans les calculs neutroniques de coeurs de réacteurs." Aix-Marseille 1, 1995. http://www.theses.fr/1995AIX11008.

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Abstract:
Les ameliorations developpees dans ce travail resident en deux methodes permettant la prise en compte d'heterogeneites locales et d'effets transport localises directement dans un calcul complet de cur. Elles sont developpees a partir de la methode nodale variationnelle basee sur la formulation paire de l'equation du transport. La premiere technique consiste a prendre en compte les heterogeneites par un raffinement localise des regions heterogenes. La seconde, methode mixte transport-diffusion, conduit a choisir, suivant la region, une modelisation suffisante: soit la theorie du transport, soit
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9

Di, Salvo Jacques. "Contribution à l'étude des incertitudes des paramètres neutroniques d'un cœur compact et hétérogène : Le réacteur d'irradiation Jules Horowitz." Université Louis Pasteur (Strasbourg) (1971-2008), 2002. http://www.theses.fr/2002STR13235.

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Abstract:
Les caractéristiques originales du futur Réacteur d'irradiation Jules Horowitz en font un objet complexe, nécessitant la mise en œuvre d'un schéma de calcul neutronique spécifique. Ce schéma de conception doit permettre des temps de calculs courts avec un nombre minimal d'approximations pour atteindre les objectifs de précision. Cependant, l'absence d'expérience intégrale spécifique sur le réacteur rend difficile le travail de la détermination de la précision des calculs. C'est pourquoi une démarche rigoureuse, mettant particulièrement l'accent sur la validation numérique par comparaison à des
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10

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.

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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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More sources

Books on the topic "Réacteurs nucléaires – Coeurs"

1

Clément, Bernard, Ahmed Bentaïb, Hervé Bonneville, and Gérard Cénérino. Les accidents de fusion du coeur des réacteurs nucléaires de puissance. Edited by Didier Jacquemain. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1846-4.

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2

Clément, Bernard, Hervé Bonneville, et et al, Ahmed Bentaïb, and Gérard Cénérino. Accidents de Fusion du Coeur des Réacteurs Nucléaires de Puissance: Etat des Connaissances. EDP Sciences, 2021.

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Book chapters on the topic "Réacteurs nucléaires – Coeurs"

1

"Chapitre 8. La gestion du combustible en réacteur et le pilotage des coeurs." In Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2032-0-012.

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"Chapitre 8. La gestion du combustible en réacteur et le pilotage des coeurs." 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.c012.

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DELAFOY, Christine, Frederico GARRIDO, and Yves PIPON. "Les céramiques au coeur des REP." In Les matériaux du nucléaire sous irradiation. ISTE Group, 2024. http://dx.doi.org/10.51926/iste.9148.ch3.

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Abstract:
Ce chapitre présente le dioxyde d'uranium (UO2) et le carbure de bore (B4C) qui sont deux matériaux céramiques présents dans le cœur des réacteurs à eau sous pression actuels. Servant respectivement de combustible et d'absorbant neutronique, ces matériaux sont soumis à des conditions extrêmes de température et d'irradiation. Leur élaboration et les lois qui régissent l'évolution de leurs propriétés sont détaillées en se focalisant sur l'impact de l'irradiation.
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"01. LE PILOTAGE D’UN RÉACTEUR." In Au coeur de l'énergie nucléaire. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2560-8.c002.

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"Introduction au fonctionnement d’un réacteur." In Au coeur de l'énergie nucléaire. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2560-8.c001.

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6

"Chapitre 11 Du calcul de réseau au calcul de coeur." In Du noyau atomique au réacteur nucléaire. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1038-3-012.

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"Chapitre 11 Du calcul de réseau au calcul de coeur." In Du noyau atomique au réacteur nucléaire. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1038-3.c012.

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8

"Chapitre 5 Développement de l’accident de fusion du coeur." In Les accidents de fusion du coeur des réacteurs nucléaires de puissance. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1846-4.c008.

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"Chapitre 8 La simulation numérique des accidents de fusion du coeur." In Les accidents de fusion du coeur des réacteurs nucléaires de puissance. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1846-4.c011.

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"Chapitre 2 Conception et fonctionnement d’un réacteur à eau sous pression." In Les accidents de fusion du coeur des réacteurs nucléaires de puissance. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1846-4.c005.

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