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Livre

Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles

Résumé

Une histoire de la connaissance des atomes et de leur noyau jusqu'à la découverte de la fission nucléaire. L'auteur explique le fonctionnement des réacteurs nucléaires, aborde les fondements de la neutronique et détaille le cycle du combustible nucléaire. ©Electre 2016


  • Éditeur(s)
  • Date
    • DL 2016
  • Notes
    • Bibliogr. p. 735-760. Index
  • Langues
    • Français
  • Description matérielle
    • 1 vol. (766 p.) : ill. ; 24 cm
  • Collections
  • Sujet(s)
  • ISBN
    • 978-2-7598-1977-5
  • Indice
    • 621.10 Énergie nucléaire, réacteurs et centrales nucléaires
  • Quatrième de couverture
    • Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles

      Ce livre est une vaste fresque technico-historique sur les réacteurs nucléaires et sur les combustibles qu'ils utilisent. Il relate d'abord de façon originale toute l'histoire de la connaissance des atomes et de leur noyau jusqu'à la découverte majeure que fut la fission puis la réaction en chaîne qui marque la naissance de l'énergie nucléaire. On y explique ensuite les bases scientifiques du fonctionnement des réacteurs nucléaires en commençant par exposer les principales notions de physique nucléaire permettant notamment de comprendre les interactions entre neutrons et noyaux atomiques et d'expliquer la fission. Partant de ces fondements, la part la plus importante de ce livre est consacrée à la genèse des différentes « filières de réacteurs » et à leur conception. Cela permet de bien comprendre le « pourquoi » et le « comment » du développement du nucléaire d'aujourd'hui et d'anticiper celui du futur. La nature et la structure de différentes grandes composantes d'un réacteur nucléaire y sont notamment explicitées et comparées en détails. On résume à cette occasion l'histoire du développement de l'énergie nucléaire des grands pays qui ont été des pionniers dans ce domaine, dont la France. Cette partie s'achève avec une présentation des réacteurs non électrogènes comme ceux destinés à l'espace ou à la propulsion marine, ainsi que les réacteurs du futur, notamment ceux de la quatrième génération. Enfin, le livre traite de toutes les étapes du cycle du combustible nucléaire.

      L'ensemble du livre est ponctué de nombreuses anecdotes souvent inédites ou d'évènements insolites rarement rapportés jusqu'ici, qui ont jalonné le chemin de cette aventure unique.

      Par l'étendue des sujets traités et par les liens étroits qui sont tissés entre l'histoire et la technique, ce livre n'a pas d'équivalent en France et à l'étranger. C'est le fruit de toute une carrière de l'auteur consacrée à la recherche et à l'industrie nucléaire mais aussi à l'enseignement. C'est également le résultat d'un long et patient travail de plusieurs années guidé par une motivation essentielle : la passion.


  • Tables des matières
      • Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles

      • Dominique Grenêche

      • edp sciences

      • Avant-propos17
      • Remerciements21
      • Structure générale du livre23
      • Sigles principaux27
      • Partie 1 Historique des découvertes sur les atomes et l'énergie nucléaire31
      • Chapitre 1 ¤ Le long chemin vers la connaissance des atomes33
      • 1.1 Introduction générale33
      • 1.1.1 « Des atomes et des hommes »33
      • 1.1.2 Une histoire qui commence il y a deux milliards d'années34
      • 1.2 De la philosophie à la physique37
      • 1.2.1 La naissance de la théorie « atomiste »37
      • 1.2.2 Ceux qui croyaient aux atomes et ceux qui n'y croyaient pas38
      • 1.3 Enfin, les atomes s'expriment42
      • 1.3.1 Des rayons inconnus mais célèbres42
      • 1.3.2 La radioactivité et l'entrée en scène de l'uranium42
      • 1.3.3 L'ambre et la lumière46
      • 1.4 Les explorateurs de l'atome50
      • 1.4.1 Les théoriciens balayent les idées des derniers récalcitrants50
      • 1.4.2 L'atome atomisé : il n'est plus « insécable »52
      • Chapitre 2 ¤ La fission nucléaire et la réaction en chaîne59
      • 2.1 La grande découverte59
      • 2.1.1 L'abstraction au service de l'atome59
      • 2.1.2 Le gros oeuvre s'achève61
      • Une particule bien étrange, issue de l'imagination61
      • La pièce manquante63
      • 2.1.3 Entre les deux guerres, on bombarde... les noyaux atomiques65
      • Au-delà des éléments radioactifs naturels65
      • Le mystère s'épaissit66
      • 2.1.4 Quand l'atome s'éclate71
      • 2.2 Le « sprint » vers la réaction en chaîne75
      • 2.2.1 Les promesses d'une énergie colossale75
      • 2.2.2 Les brevets et les travaux français82
      • 2.2.3 La « bataille de l'eau lourde »85
      • 2.2.4 Le spectre de l'arme absolue87
      • 2.3 Et Pandore s'anima90
      • 2.3.1 Sous les gradins d'un stade de football90
      • 2.3.2 Le nouveau monde93
      • 2.4 Principaux repères chronologiques sur l'histoire technique du nucléaire (jusqu'à la première réaction en chaîne)98
      • Partie 2 Bases de physique nucléaire et de neutronique101
      • Chapitre 3 ¤ Éléments de physique nucléaire103
      • 3.1 Les noyaux atomiques104
      • 3.1.1 Neutrons, protons et noyaux atomiques104
      • 3.1.2 Isotopes et éléments chimiques106
      • 3.1.3 Isobares et isomères109
      • 3.2 La radioactivité110
      • 3.2.1 Les différentes formes de radioactivité110
      • 3.2.2 Périodes de décroissance radioactive112
      • 3.2.3 Activité d'un noyau radioactif113
      • 3.2.4 Les lois d'évolution d'un noyau radioactif issu d'un autre noyau radioactif et les familles radioactives114
      • 3.2.5 La « vallée de stabilité »116
      • 3.2.6 Quelques exemples de noyaux atomiques radioactifs119
      • 3.3 Les réactions nucléaires120
      • 3.3.1 Généralités120
      • 3.3.2 Les interactions entre un neutron et un noyau121
      • 3.4 Les sections efficaces125
      • 3.4.1 Définitions125
      • 3.4.1.1 Section efficace microscopique125
      • 3.4.1.2 Section efficace macroscopique126
      • 3.4.2 Unité et variation globale des sections efficaces127
      • 3.4.2.1 Unité de section efficace microscopique127
      • 3.4.2.2 Ordres de grandeur des sections efficaces microscopiques128
      • 3.4.3 Les résonances130
      • 3.4.4 Conclusion sur les sections efficaces136
      • 3.5 La fission nucléaire136
      • 3.5.1 Le phénomène de fission136
      • 3.5.2 La fission de certains noyaux : pourquoi ?138
      • 3.5.3 Les noyaux fissiles140
      • 3.5.4 Les fragments et produits de fissions142
      • 3.5.5 Énergie libérée par la fission146
      • 3.5.6 Nombre de neutrons émis par fission et énergie de ces neutrons148
      • 3.5.7 La fission en résumé151
      • Chapitre 4 ¤ Principes du fonctionnement des réacteurs nucléaires et grandeurs utilisées153
      • 4.1 La réaction en chaîne154
      • 4.1.1 Principe de base et formulation : le facteur de reproduction des neutrons154
      • 4.1.2 Le coefficient de multiplication et la réactivité155
      • Naissance des neutrons155
      • Disparition des neutrons155
      • Coefficient de multiplication156
      • Réactivité156
      • 4.1.3 La criticité d'un milieu « multiplicateur »157
      • 4.2 Taux de réaction des neutrons avec la matière158
      • 4.3 Le flux neutronique159
      • 4.3.1 Définition159
      • 4.3.2 Interprétation du flux160
      • 4.3.3 Expression classique du flux neutronique160
      • 4.3.4 Ordres de grandeur163
      • 4.3.5 Principes généraux du calcul du flux neutronique163
      • 4.3.6 Équation de la diffusion et solution pour un groupe de neutrons166
      • 4.4 Paramètres caractéristiques de la migration et du coefficient de multiplication des neutrons. Taille critique et masse critique169
      • 4.4.1 Condition de criticité d'un milieu multiplicateur de neutrons169
      • 4.4.2 Exemple pratique d'utilisation des relations liant la géométrie et la composition d'un milieu multiplicateur172
      • 4.5 Le ralentissement puis la thermalisation des neutrons173
      • 4.5.1 Ralentir les neutrons : pourquoi ?173
      • 4.5.2 Ralentir les neutrons : comment ?176
      • 4.5.3 Les lois élémentaires du ralentissement des neutrons176
      • 4.5.4 La capture des neutrons au cours de leur ralentissement178
      • 4.5.5 Thermalisation des neutrons181
      • 4.6 Bilan des neutrons dans un coeur de réacteur184
      • 4.6.1 Formule des quatre facteurs184
      • 4.6.2 Optimum du rapport de modération186
      • 4.6.3 Bilan des neutrons dans un réacteur à eau pressurisée188
      • 4.7 Réflecteur de neutrons et répartition de puissance dans un coeur de réacteur190
      • 4.7.1 Rôle et nature d'un réflecteur de neutrons190
      • 4.7.2 Répartition de puissance dans un coeur de réacteur191
      • Chapitre 5 ¤ Comportement cinétique des réacteurs193
      • 5.1 La vitesse de multiplication des neutrons de la réaction en chaîne193
      • 5.1.1 Temps de vie des neutrons dans un réacteur193
      • 5.1.2 Rythme de croissance de la population neutronique dans un réacteur surcritique194
      • 5.2 Les neutrons prompts et les neutrons retardés195
      • 5.2.1 Généralités195
      • 5.2.2 Les précurseurs de neutrons retardés196
      • 5.3 L'effet des neutrons retardés sur la cinétique des réacteurs198
      • 5.3.1 Approche simplifiée198
      • 5.3.2 Approche explicite à un groupe de neutrons retardés199
      • 5.3.3 Approche explicite à six groupes de neutrons retardés203
      • Chapitre 6 ¤ Évolution du combustible dans les réacteurs nucléaires205
      • 6.1 Position du problème de l'évolution du combustible sous irradiation205
      • 6.1.1 L'usure du combustible sous irradiation205
      • 6.1.2 La modélisation de l'évolution des concentrations des noyaux atomiques dans un réacteur207
      • 6.1.2.1 Apparition207
      • 6.1.2.2 Disparition207
      • 6.1.3 Le taux de combustion209
      • 6.2 Évolution des noyaux lourds213
      • 6.2.1 Le facteur de conversion213
      • 6.2.2 L'uranium215
      • 6.2.3 Le plutonium216
      • 6.2.4 Les actinides mineurs218
      • 6.3 Évolution des produits de fission220
      • 6.3.1 Aspects neutroniques généraux liés aux produits de fission220
      • 6.3.2 Cas particulier du xénon 135224
      • Empoisonnement à l'équilibre226
      • Surcroît d'empoisonnement lors d'une réduction de puissance du réacteur229
      • Instabilités spatiales liées au xénon230
      • 6.3.3 Cas particulier du samarium 149231
      • 6.4 Évolution des paramètres du coeur233
      • 6.4.1 Évolution du coefficient de multiplication infini des neutrons233
      • 6.4.2 Évolution du facteur de conversion FC233
      • Chapitre 7 ¤ Effets neutroniques liés à la température237
      • 7.1 Position du problème237
      • 7.2 Effet Doppler240
      • 7.2.1 Explication physique du phénomène240
      • 7.2.2 Aperçu sur le calcul de l'effet Doppler245
      • 7.3 Effet de densité (ou de dilatation)246
      • 7.3.1 Aspects généraux246
      • 7.3.2 Cas des réacteurs à eau pressurisée (REP)247
      • 7.4 Effet de spectre248
      • Chapitre 8 ¤ La gestion du combustible en réacteur et le pilotage des coeurs251
      • 8.1 Éléments généraux251
      • 8.1.1 Principes de base de la gestion du combustible en réacteur251
      • 8.1.2 Le contrôle de la réaction en chaîne252
      • 8.2 La gestion du combustible en réacteur254
      • 8.2.1 Les paramètres de base254
      • 8.2.2 Optimisation de la gestion du combustible dans le cas des REP (cas des combustibles à uranium enrichi, UO2)257
      • 8.2.3 Les spécificités du combustible au plutonium dans les REP (combustible Mox)258
      • 8.3 Utilisation de l'uranium naturel259
      • 8.3.1 La consommation d'uranium naturel dans les réacteurs259
      • 8.3.2 Analyse détaillée de la consommation d'uranium naturel dans un REP262
      • 8.3.3 Comparaison entre différentes filières de réacteurs264
      • 8.3.4 La surgénération267
      • 8.4 Le bilan des matières nucléaires dans les réacteurs actuels (à neutrons thermiques)271
      • 8.4.1 Les paramètres influents271
      • 8.4.2 Exemple des réacteurs à eau pressurisée (REP)271
      • 8.4.3 Bilan des matières dans d'autres types de réacteurs273
      • Réacteurs à eau bouillante (REB)273
      • Réacteurs à eau lourde275
      • Réacteurs à haute température (HTR)276
      • Partie 3 Les filières de réacteurs nucléaires : approche technico-historique279
      • Chapitre 9 ¤ Architecture générale des réacteurs nucléaires281
      • 9.1 Introduction281
      • 9.2 Les grandes catégories et l'architecture générale des réacteurs nucléaires282
      • 9.2.1 Classification des réacteurs nucléaires selon les usages282
      • 9.2.2 Les différents moyens de récupération de l'énergie nucléaire284
      • Pour toutes les puissances significatives285
      • Pour les petites puissances seulement (moteurs d'engins spatiaux par exemple)285
      • Pour des applications très spécifiques, des systèmes très « exotiques »285
      • 9.2.3 Les constituants de base d'un réacteur nucléaire de puissance287
      • 9.3 Les combustibles nucléaires289
      • 9.3.1 Généralités289
      • 9.3.2 Les différentes matières nucléaires utilisables290
      • Les combustibles à base d'uranium seul290
      • Les combustibles à base de plutonium291
      • Les combustibles à base de thorium292
      • 9.3.3 Les différentes formes physico-chimiques de matières nucléaires (constituant la matrice de combustible)293
      • 9.3.4 Les différents gainages300
      • 9.3.5 Les différentes géométries et structures305
      • 9.3.6 Comportement du combustible sous irradiation312
      • 9.3.6.1 La matrice de combustible312
      • 9.3.6.2 La gaine de combustible313
      • 9.3.6.3 Exemples illustrés de comportement du combustible sous irradiation315
      • 9.3.7 Conclusion sur les combustibles317
      • 9.4 Les fluides caloporteurs318
      • 9.4.1 Les qualités recherchées pour un fluide caloporteur318
      • 9.4.2 La sélection des fluides caloporteurs323
      • 9.5 Les différents modérateurs331
      • 9.5.1 Les matériaux utilisables comme modérateurs331
      • 9.5.2 Un matériau très particulier : le graphite333
      • 9.5.3 Comparaison des modérateurs335
      • Chapitre 10 ¤ Zoologie et genèse des différentes filières339
      • 10.1 Zoologie des différents types de réacteurs339
      • 10.1.1 Estimation théorique du nombre de types de réacteurs nucléaires possibles339
      • 10.1.2 La « sélection naturelle » des types de réacteurs techniquement viables340
      • 10.1.3 Les « filières » de réacteurs nucléaires343
      • 10.1.4 Les révélations de la première conférence mondiale sur l'énergie nucléaire344
      • 10.2 La genèse des filières de réacteurs nucléaires aux États-Unis : perspective historique344
      • 10.2.1 Le point de départ345
      • 10.2.2 Les pionniers du Met-Lab de Chicago347
      • 10.2.3 Les premières réflexions et réalisations sur les « filières de réacteurs nucléaires »350
      • A. L'équipe de Chicago : berceau des idées sur les concepts de réacteurs de puissance350
      • B. Les premiers réacteurs de grande puissance au monde353
      • C. Le véritable fondement des « filières » : le New pile Committee356
      • 10.2.4 L'éclosion des réacteurs à eau sous pression359
      • A. L'acte de naissance359
      • B. L'aventure de la propulsion nucléaire sous-marine361
      • 10.2.5 Les réacteurs à eau bouillante363
      • A. L'origine des réacteurs à eau bouillante (REB)363
      • B. Le développement industriel des réacteurs à eau bouillante364
      • 10.2.6 Le développement des efforts et le cheminement des idées sur les réacteurs nucléaires pour les applications civiles365
      • 10.3 Les développements réalisés dans les autres pays précurseurs371
      • 10.3.1 Canada371
      • 10.3.2 Russie (ex-URSS)376
      • 10.3.3 Grande-Bretagne389
      • 10.3.4 France397
      • 10.4 Conclusion sur les filières de réacteurs412
      • Chapitre 11 ¤ Les réacteurs modérés au graphite415
      • 11.1 Quelques mots d'histoire415
      • 11.2 Magnox418
      • 11.2.1 Généralités418
      • 11.2.2 Combustible420
      • 11.2.3 Ensemble du coeur420
      • 11.2.4 Architecture générale422
      • 11.2.5 Principales évolutions du concept Magnox422
      • 11.3 AGR425
      • 11.3.1 Généralités425
      • 11.3.2 Combustible428
      • 11.3.3 Ensemble du coeur428
      • 11.3.4 Architecture générale429
      • 11.3.5 Principales évolutions du concept AGR et retour d'expérience de fonctionnement430
      • 11.4 UNGG431
      • 11.4.1 Généralités431
      • 11.4.2 Combustible434
      • 11.4.3 Ensemble du coeur436
      • 11.4.4 L'architecture générale436
      • 11.5 RBMK438
      • 11.5.1 Généralités438
      • 11.5.2 Combustible441
      • 11.5.3 Ensemble du coeur443
      • 11.5.4 Architecture générale444
      • 11.6 HTR445
      • 11.6.1 Les origines du concept445
      • 11.6.2 Le secret des HTR447
      • 11.6.3 Les éléments combustibles et le coeur450
      • 11.6.4 Les spécificités des HTR452
      • 11.6.5 Le développement des HTR et les réalisations456
      • 11.6.6 Description et évolution des concepts462
      • Le réacteur de Fort Saint-Vrain à blocs prismatique (BP)462
      • Le réacteur THTR-300 à boulets463
      • Évolution des HTR vers de petits réacteurs464
      • Autres concepts avancés de HTR465
      • 11.7 Conclusion sur les réacteurs à graphite466
      • Chapitre 12 ¤ Les réacteurs modérés à l'eau lourde469
      • 12.1 Éléments structurants et développement général de la filière469
      • 12.1.1 Éléments structurants de la filière469
      • 12.1.2 Le développement industriel des réacteurs de type Candu au Canada473
      • 12.2 Les bases de conception des réacteurs de type Candu475
      • 12.2.1 Combustible476
      • 12.2.2 Tubes de force et tubes de calandre477
      • 12.2.3 Modérateur478
      • 12.2.4 Fluide caloporteur478
      • 12.2.5 Ensemble du coeur479
      • 12.2.6 Architecture générale483
      • 12.3 Les réacteurs Candu « avancés »486
      • 12.4 Les autres réacteurs à eau lourde487
      • 12.4.1 Les REL refroidis à l'eau légère pressurisée488
      • 12.4.2 Les REL refroidis à l'eau légère bouillante (BHWR : Boiling water cooled Heavy Water Reactors)489
      • 12.4.3 Les REL refroidis au gaz (HWGCR : Heavy Water Gas Cooled Reactors)490
      • 12.4.4 Les REL refroidis au liquide organique492
      • 12.4.5 Les réacteurs « atypiques » à cuve493
      • 12.5 Conclusion sur les réacteurs à eau lourde497
      • Chapitre 13 ¤ Les réacteurs modérés à l'eau légère : analyse comparative des REP et des REB499
      • 13.1 Quelques mots d'introduction499
      • 13.2 Comparaison des caractéristiques techniques des concepts500
      • 13.2.1 Architecture générale500
      • 13.2.2 Le coeur et le combustible503
      • 13.2.3 Le contrôle de la réactivité505
      • 13.2.4 La cuve principale507
      • 13.2.5 Les circuits du fluide caloporteur (ou « circuit primaire » pour les REP) et de production de vapeur508
      • 13.2.6 Le confinement509
      • 13.3 Exploitation511
      • 13.3.1 Pilotage du réacteur et prolongation de cycle511
      • 13.3.2 Gestion des matières et du combustible512
      • 13.3.3 Maintenance et inspection514
      • 13.3.4 Radioprotection515
      • 13.3.5 Rejets radioactifs liquides et gazeux et déchets solides (issus de l'exploitation)516
      • 13.3.6 Disponibilité517
      • 13.4 Quelques éléments de sûreté comparée517
      • 13.5 La place des REP et des REB aujourd'hui519
      • 13.6 Bilan global de comparaison entre REP et REB520
      • 13.7 Conclusion sur les réacteurs à eau légère521
      • Chapitre 14 ¤ Les réacteurs à neutrons rapides523
      • 14.1 Les RNR : pourquoi ?523
      • 14.1.1 Utilisation de l'Unat dans les réacteurs à neutrons lents523
      • 14.1.2 Utilisation de l'Unat dans les réacteurs à neutrons rapides524
      • 14.2 Les RNR : comment ?529
      • 14.2.1 Bases neutroniques529
      • 14.2.2 Conséquences neutroniques de l'utilisation de neutrons rapides532
      • 14.3 La genèse des RNR534
      • 14.4 Vers la maturité industrielle des RNR538
      • 14.4.1 États-Unis538
      • 14.4.2 Russie (ex-Union soviétique)540
      • 14.4.3 Grande-Bretagne543
      • 14.4.4 France544
      • 14.4.5 Autres pays548
      • 14.5 Principales caractéristiques des RNR au sodium (RNR-Na)551
      • 14.5.1 Les particularités du coeur des RNR-Na par rapport aux REP551
      • 14.5.2 Le combustible des RNR-Na556
      • 14.5.3 Le coeur560
      • 14.5.4 Grandes options et architecture générale562
      • 14.5.5 Caractéristiques générales des RNR électrogènes passés et présents566
      • 14.5.6 Exemple du réacteur Superphénix567
      • 14.6 Les RNR du futur569
      • 14.7 Conclusion sur les RNR573
      • Chapitre 15 ¤ Autres réacteurs nucléaires et réacteurs du futur577
      • 15.1 Les réacteurs atypiques577
      • 15.1.1 Les réacteurs homogènes à combustible liquide577
      • 15.1.2 Les réacteurs hybrides582
      • 15.2 Les réacteurs de propulsion navale585
      • 15.2.1 Historique du développement et contraintes de la propulsion navale nucléaire585
      • 15.2.2 Technologie des réacteurs embarqués (eau pressurisée)589
      • 15.3 Les réacteurs pour les applications aériennes et spatiales593
      • 15.3.1 Réacteurs pour moteurs d'avions593
      • 15.3.2 Réacteurs de propulsion de missiles595
      • 15.3.3 Réacteurs pour les applications spatiales597
      • 15.3.3.1 Propulsion de fusées envoyées dans l'espace597
      • 15.3.3.2 Réacteurs générateurs d'énergie pour les engins spatiaux598
      • 15.4 Les réacteurs du futur603
      • 15.4.1 La niche des réacteurs de petite taille603
      • 15.4.2 Les réacteurs de quatrième génération607
      • Partie 4 Le cycle du combustible nucléaire613
      • Chapitre 16 ¤ Le cycle du combustible standard à base d'uranium615
      • 16.1 Généralités sur le cycle du combustible615
      • 16.1.1 Notions de base relatives au cycle du combustible615
      • 16.1.2 Le combustible des différents réacteurs nucléaires616
      • 16.1.3 Les flux de matières nucléaires617
      • 16.1.4 Quelques fondamentaux sur le chimie de l'uranium et des actinides617
      • 16.1.5 Aperçu général du cycle du combustible en France619
      • 16.2 L'uranium naturel et son extraction620
      • 16.2.1 Prospection620
      • 16.2.2 Ressources620
      • 16.2.3 Extraction du minerai621
      • 16.2.4 Traitement du minerai621
      • 16.2.5 Impact et réhabilitation des sites623
      • 16.3 La conversion de l'uranium623
      • 16.4 L'enrichissement de l'uranium624
      • 16.4.1 La genèse des procédés et les technologies utilisées624
      • 16.4.2 Comparaison des procédés utilisés majoritairement aujourd'hui : la centrifugation et la diffusion gazeuse628
      • 16.4.3 La gestion de l'uranium appauvri629
      • 16.5 La fabrication du combustible630
      • 16.6 Le refroidissement initial des combustibles usés632
      • 16.7 L'option d'entreposage de longue durée puis du stockage définitif des combustibles usés633
      • 16.8 L'option de traitement des combustibles usés634
      • 16.8.1 Historique et panorama mondial du traitement des combustibles usés634
      • 16.8.2 Les procédés utilisés640
      • 16.8.3 Le procédé Purex mis en oeuvre à l'usine de La Hague642
      • 16.9 Le recyclage des matières valorisables646
      • 16.9.1 Le plutonium646
      • 16.9.2 Matières autres que le plutonium649
      • 16.10 Les questions génériques liées au cycle du combustible nucléaire651
      • 16.10.1 Le transport des matières nucléaires651
      • 16.10.2 Autres sujets génériques653
      • 16.11 Conclusion653
      • Chapitre 17 ¤ Le cycle du combustible au thorium655
      • 17.1 Le thorium et ses éléments lourds associés655
      • 17.1.1 Le thorium et ses descendants naturels655
      • 17.1.2 Les caractéristiques nucléaires du thorium657
      • 17.1.3 Propriétés physiques du thorium658
      • 17.1.4 Abondance et réserves terrestres du thorium659
      • 17.1.5 L'uranium 233660
      • 17.2 Rétrospective historique662
      • 17.2.1 L'acquisition des connaissances de base662
      • 17.2.2 L'expérience accumulée sur le cycle au thorium665
      • 17.2.3 Les stimulants et les freins au cours du développement historique du cycle au thorium668
      • 17.2.4 État actuel du développement du cycle au thorium670
      • 17.3 Caractéristiques techniques du cycle du combustible au thorium et défis industriels671
      • 17.3.1 L'amont du cycle671
      • A. Mines : extraction et concentration671
      • B. Fabrication des combustibles au thorium672
      • 17.3.2 Caractéristiques et comportement en réacteur des combustibles à base de thorium673
      • A. Propriétés neutroniques générales673
      • B. Comportement du combustible sous irradiation675
      • C. Gestion des matières nucléaires à partir de combustibles au thorium675
      • D. La consommation de plutonium avec des combustibles au thorium677
      • 17.3.3 L'aval du cycle678
      • A. Le traitement678
      • B. Le recyclage du l'U233679
      • C. L'entreposage et le stockage des déchets680
      • 17.4 Conclusion682
      • Conclusion générale685
      • Annexes695
      • Annexe I. Lucrèce. De la nature des choses - Livres I et II (extraits)697
      • Annexe II. La découverte de neutron. Lettre de James Chadwick à la revue Nature : « Possible existence of a neutron », 17 février 1932 (p. 312)700
      • Annexe III. Traduction en anglais de l'article de Hahn et Strassmann envoyé à la revue allemande Nature le 6 janvier 1939702
      • Annexe IV. Traduction en anglais de la lettre de Meitner et Frisch envoyée à la revue allemande Nature, le 16 janvier 1939710
      • Annexe V. Les 5 brevets d'invention déposés par l'équipe française en mai 1939 puis en avril et mai 1940 (copie de la première page)713
      • Annexe VI. Lettre d'Einstein du 2 août 1939 au Président des États-Unis Franklin Roosevelt (traduite de l'anglais)718
      • Annexe VII. Liste des prix Nobel dans les domaines de la connaissance de la matière et de la physique nucléaire (depuis la création du prix en 1901 jusqu'à celui qui fut obtenu par Otto Hahn en 1944, pour sa découverte de la fission)720
      • Annexe VIII. Liste de quelques corps radioactifs importants avec leurs caractéristiques721
      • Annexe IX. Notes du meeting du 26 avril 1944 ou E. Fermi présenta pour la première fois le concept de réacteur à neutrons rapides surgénérateur722
      • Annexe X. Brevet fondateur de la théorie et de la conception des réacteurs nucléaires (19/12/1944) - Première page728
      • Annexe XI. Liste de tous les réacteurs du centre d'Idaho (INEEL)730
      • Annexe XII. Liste de tous les réacteurs du centre ORNL732
      • Annexe XIII. Liste des réacteurs électrogènes mondiaux (au 1/1/2016)733
      • Références735
      • Index761

  • Origine de la notice:
    • FR-751131015
  • Disponible - 621.10 GRE

    Niveau 3 - Techniques