Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles:
La 4e de couverture indique : " 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 découvert...
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| 1. Verfasser: | |
|---|---|
| Format: | Buch |
| Sprache: | French |
| Veröffentlicht: |
[Les Ulis]
EDP Sciences
[2016]
|
| Schriftenreihe: | QuinteSciences
|
| Schlagworte: | |
| Online-Zugang: | Notice et cote du catalogue de la Bibliothèque nationale de France Inhaltsverzeichnis |
| Zusammenfassung: | La 4e de couverture indique : " 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 mordue 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'événements 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. Dominique Grenêche est docteur en physique nucléaire. |
| Beschreibung: | 766 Seiten Illustrationen 24 cm |
| ISBN: | 9782759819775 2759819779 |
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| 520 | 3 | |a 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. | |
| 520 | 3 | |a 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'événements 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. Dominique Grenêche est docteur en physique nucléaire. | |
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Datensatz im Suchindex
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|---|---|
| adam_text | AVANT-PROPOS
.................................................................................................
17
REMERCIEMENTS
...............................................................................................
21
STRUCTURE
GEN6RALE
DU
LIVRE
............................................................................
23
SIGLES
PRINCIPAUX
...........................................................................................
27
PARTIE
1
HISTORIQUE
DES
DECOUVERTES
SUR
LES
ATOMES
ET
1 ENERGIE
NUCLEAIRE
.......................................................................................
31
CHAPITTE
1
LE
LONG
CHEMIN
VETS
LA
CONNAISSANCE
DES
ATOMES
......................
33
1.1
INTRODUCTION
GENERALE
............................................................................
33
1.1.1
DES
ATOMES
ET
DES
HOMMES
..................................................
33
1.1.2
UNE
HISTOIRE
QUI
COMMENCE
IL
YA
DEUX
MILLIARDS
D ANNEES.........
34
1.2
DE
LA
PHILOSOPHIE
AE
LA
PHYSIQUE
..............................................................
37
1.2.1
LA
NAISSANCE
DE
LA
THEORIE
ATOMISTE
.......................................
37
1.2.2
CEUX
QUI
CROYAIENT
AUX
ATOMES
ET
CEUX
QUI N Y
CROYAIENT
PAS
.....
38
$
BIIOTHEK
DEUTSCHES
MUSEUM
HLUENCHE A
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE
LEURS
COMBUSTIBLES
1.3
ENFIN,
LES
ATOMES
S EXPRIMENT
.................................................................
42
1.3.1 DES
RAYONS
INCONNUS
MAIS
CELEBRES
............................................
42
1.3.2 LA
RADIOACTIVITE
ET
1 ENTREE
EN SCENE
DE L URANIUM
......................
42
1.3.3 L AMBRE
ET
LA LUMIERE
.................................................................
46
1.4
LES
EXPLORATEURS
DE
L ATOME
....................................................................
50
1.4.1 LES
THEORICIENS
BALAYENT LES
IDEES
DES
DERNIERS
RECALCITRANTS........
50
1.4.2
L ATOME
ATOMISE
:
IT
N EST
PLUS
INSECABLE
................................
52
CHAPITRE 2
LA
FISSION
NUCLEAIRE ET
LA
REACTION
EN
CHAINE
.............................
59
2.1
LA
GRANDE
DECOUVERTE
.............................................................................
59
2.1.1 L ABSTRACTION
AU
SERVICE
DE L ATOME
............................................
59
2.1.2 LE
GROS
OEUVRE
S ACHCVE
..............................................................
61
UNE
PARTICULE
BIEN
ETRANGE, ISSUE
DE L IMAGINATION
.....................
61
LA
PIECE
MANQUANTE
..................................................................
63
2.1.3 ENTRE
LES
DEUX
GUERRES,
ON
BOMBARDE... LES
NOYAUX ATOMIQUES...
65
AU-DELAE
DES
ELEMENTS
RADIOACTIFS
NATURELS
..................................
65
LE
MYSTERE
S EPAISSIT
..................................................................
66
2.1.4
QUAND
L ATOME
S ECLATE
..............................................................
71
2.2
LE
SPRINT
VERS
LA
REACTION
EN CHAINE
...................................................
75
2.2.1 LES
PROMESSES
D UNE
ENERGIE
COLOSSALE
.......................................
75
2.2.2 LES
BREVETS
ET
LES
TRAVAUX
FRANCAIS
..............................................
82
2.2.3 LA
BATAILLE
DE
L EAU
LOURDE
....................................................
85
2.2.4 LE
SPECTRE
DE
ARME ABSOLUE
...................:..................................
87
2.3
ET
PANDORE
S ANIMA
................................................................................
90
2.3.1
SOUS
LES
GRADINS
D UN
STADE
DE FOOTBALL
......................................
90
2.3.2 LE
NOUVEAU
MONDE
...................................................................
93
2.4
PRINCIPAUX
REPERES
CHRONOLOGIQUES
SUR
I HISTOIRE
TECHNIQUE
DU
NUCLEAIRE
(JUSQU AE LA
PREMIERE
REACTION
EN CHAINE)
.............................
98
PARTIE
2 BASES
DE
PHYSIQUE NUCLEAIRE
ET
DE
NEUTRONIQUE
........................
101
CHAPITRE
3
EI6MENTS
DE
PHYSIQUE
NUCLEAIRE
...............................................
103
3.1
LES
NOYAUX
ATOMIQUES
............................................................................
104
3.1.1
NEUTRONS,
PROTONS
ET NOYAUX
ATOMIQUES
....................................
104
3.1.2
ISOTOPES
ET
ELEMENTS
CHIMIQUES
.................................................
106
3.1.3
ISOBARES
ET
ISOMERES
...................................................................
109
3.2
LA
RA
IOACTIVITE
......................................................................................
110
3.2.1
LES
DIFFERENTES FORMES
DE
RADIOACTIVITE
.......................................
110
3.2.2
PERIODES
DE
DECROISSANCE
RADIOACTIVE
..........................................
112
4
TABLE
DES
MATIERES
3.2.3
ACTIVITE
D UN
NOYAU
RADIOACTIF
...................................................
113
3.2.4
LES
LOIS D EVOLUTION
D UN
NOYAU RADIOACTIF
ISSU
D UN
AUTRE NOYAU
RADIOACTIF ET
LES
FAMILIES
RADIOACTIVES
..........................................
114
3.2.5
LA
VALLEE
DE
STABILITE
.............................................................
116
3.2.6
QUELQUES
EXEMPLES
DE
NOYAUX ATOMIQUES
RADIOACTIFS
.................
119
3.3 LES
REACTIONS NUCLEAIRES
..........................................................................
120
3.3.1
GENERALITES
................................................................................
120
3.3.2
LES
INTERACTIONS
ENTRE UN
NEUTRON ET UN
NOYAU
..........................
121
3.4 LES
SECTIONS EFFICACES
..............................................................................
125
3.4.1
DEFINITIONS
...............................................................................
125
3.4.1.1
SECTION
EFFICACE
MICROSCOPIQUE
....................................
125
3.4.1.2
SECTION
EFFICACE
MACROSCOPIQUE
...................................
126
3.4.2
UNITE
ET VARIATION
GLOBALE
DES
SECTIONS EFFICACES
.........................
127
3.4.2.1
UNITE
DE
SECTION
EFFICACE
MICROSCOPIQUE
......................
127
3.4.2.2
ORDRES
DE
GRANDEUR
DES
SECTIONS EFFICACES
MICROSCOPIQUES
...........................................................
128
3.4.3
LES
RESONANCES
..........................................................................
130
3.4.4
CONCLUSION
SUR
LES
SECTIONS EFFICACES
..........................................
136
3.5 LA
FISSION
NUCLEAIRE
................................................................................
136
3.5.1
LE
PHENOMCNE
DE
FISSION
..........................................................
136
3.5.2
LA
FISSION
DE
CERTAINS
NOYAUX
:
POURQUOI
?
.................................
138
3.5.3
LES
NOYAUX
FISSILES
.....................................................................
140
3.5.4
LES
FRAGMENTS
ET
PRODUITS
DE FISSIONS
.........................................
142
3.5.5
ENERGIE
LIBEREE
PAR
LA FISSION
......................................................
146
3.5.6
NOMBRE
DE
NEUTRONS
EMIS
PAR
FISSION
ET
ENERGIE
DE
CES
NEUTRONS
.........................................................................
148
3.5.7
LA
FISSION
EN
RESUME
..................................................................
151
CHAPITRE
4
PRINCIPES
DU FONCTIONNEMENT
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET GRANDEURS
UTILISEES
...............................................................
153
4.1
LA
REACTION EN CHAINE
.............................................................................
154
4.1.1
PRINCIPE
DE BASE
ET
FORMULATION
:
LE FACTEUR DE
REPRODUCTION
DES
NEUTRONS
.............................................................................
154
4.1.2
LE
COEFFICIENT
DE
MULTIPLICATION
ET
LA
REACTIVITE
..........................
155
NAISSANCE
DES
NEUTRONS
.............................................................
155
DISPARITION
DES
NEUTRONS
...........................................................
155
COEFFICIENT
DE
MULTIPLICATION
....................................................
156
REACTIVITE
..................................................................................
156
4.1.3
LA
CRITICITE
D UN
MILIEU
MULTIPLICATEUR
..................................
157
4.2
TAUX
DE
REACTION
DES
NEUTRONS
AVEC
LA
MATIERE
........................................
158
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE
LEURS
COMBUSTIBLES
4.3
LE
FLUX
NEUTRONIQUE
...............................................................................
159
4.3.1
DEFINITION
.................................................................................
159
4.3.2
INTERPRETATION
DU FLUX
...............................................................
160
4.3.3
EXPRESSION
CLASSIQUE
DU FLUX
NEUTRONIQUE
..................................
160
4.3.4
ORDRES
DE
GRANDEUR
...................................................................
163
4.3.5
PRINCIPES
GENERAUX
DU
CALCUL
DU
FLUX
NEUTRONIQUE
.....................
163
4.3.6
EQUATION
DE
LA
DIFFUSION
ET SOLUTION
POUR
UN GROUPE
DE
NEUTRONS
...............................................................................
166
4.4
PARAMETRES
CARACTERISTIQUES
DE
LA
MIGRATION
ET
DU
COEFFICIENT
DE
MULTIPLICATION
DES
NEUTRONS.
TAILLE
CRITIQUE ET
MASSE
CRITIQUE
.............
169
4.4.1
CONDITION
DE
CRITICITE
D UN
MILIEU MULTIPLICATEUR
DE
NEUTRONS..
169
4.4.2
EXEMPLE
PRATIQUE
D UTILISATION DES
RELATIONS
LIANT LA
GEOMETRIE
ET
LA
COMPOSITION
D UN
MILIEU MULTIPLICATEUR
............................
172
4.5 LE
RALENTISSEMENT
PUIS
LA
THERMALISATION
DES
NEUTRONS
............................
173
4.5.1
RALENTIR
LES
NEUTRONS
:
POURQUOI
?
.............................................
173
4.5.2
RALENTIR
LES
NEUTRONS
:
COMMENT
?
.............................................
176
4.5.3
LES
LOIS
ELEMENTAIRES
DU
RALENTISSEMENT
DES
NEUTRONS
.................
176
4.5.4
LA
CAPTURE
DES
NEUTRONS
AU
COURS
DE LEUR
RALENTISSEMENT............
178
4.5.5 THERMALISATION DES
NEUTRONS
.....................................................
181
4.6
BILAN
DES
NEUTRONS
DANS
UN
CUR
DE
REACTEUR
.........................................
184
4.6.1
FORMULE
DES
QUATRE
FACTEURS
......................................................
184
4.6.2
OPTIMUM
DU
RAPPORT
DE
MODERATION
........................................
186
4.6.3
BILAN
DES
NEUTRONS
DANS
UN
REACTEUR
A
EAU
PRESSURISEE
................
188
4.7
REFLECTEUR
DE
NEUTRONS ET REPARTITION
DE
PUISSANCE
DANS
UN COEUR
DE
REACTEUR
.............................................................................................
190
4.7.1
ROLE
ET NATURE
D UN
REFLECTEUR
DE
NEUTRONS
................................
190
4.7.2
REPARTITION
DE
PUISSANCE
DANS
UN CCEUR
DE
REACTEUR
...................
191
CHAPITRE
5
COMPORTEMENT
CINETIQUE
DES
REACTEURS
....................................
193
5.1
LA
VITESSE
DE
MULTIPLICATION
DES
NEUTRONS
DE
LA
REACTION EN CHAINE..........
193
5.1.1
TEMPS
DE
VIE
DES
NEUTRONS
DANS
UN
REACTEUR
..............................
193
5.1.2 RYTHME
DE
CROISSANCE
DE
LA
POPULATION
NEUTRONIQUE
DANS
UN
REACTEUR SURCRITIQUE
......................................................
194
5.2
LES
NEUTRONS
PROMPTS ET
LES
NEUTRONS RETARDES
........................................
195
5.2.1
GENERALITES
................................................................................
195
5.2.2 LES
PRECURSEURS
DE
NEUTRONS RETARDES
.........................................
196
5.3
L EFFET
DES
NEUTRONS RETARDES
SUR
LA
CINETIQUE
DES
REACTEURS
......................
198
5.3.1 APPROCHE
SIMPLIFIEE
..................................................................
198
5.3.2 APPROCHE
EXPLICITE
AE
UN
GROUPE
DE
NEUTRONS RETARDES
...............
199
5.3.3 APPROCHE
EXPLICITE
AE
SIX GROUPES
DE
NEUTRONS RETARDES
...............
203
TABLE
DES
MATIERES
CHAPITRE 6
EVOLUTION
DU
COMBUSTIBLE
DANS
LES
REACTEURS
NUCLEAIRES
...........
205
6.1
POSITION
DU
PROBLEME
DE L EVOLUTION
DU
COMBUSTIBLE SOUS
IRRADIATION..... 205
6.1.1
L USURE
DU
COMBUSTIBLE
SOUS
IRRADIATION
....................................
205
6.1.2
LA
MODELISATION
DE
L EVOLUTION DES
CONCENTRATIONS
DES
NOYAUX
ATOMIQUES
DANS
UN REACTEUR
....................................
207
6.1.2.1 APPARITION
..................................................................
207
6.1.2.2
DISPARITION
.................................................................
207
6.1.3
LE
TAUX
DE
COMBUSTION
.............................................................
209
6.2
EVOLUTION
DES
NOYAUX
LOURDS
..................................................................
213
6.2.1 LE
FACTEUR DE
CONVERSION
...........................................................
213
6.2.2
L
URANIUM
.................................................................................
215
6.2.3
LE
PLUTONIUM
............................................................................
216
6.2.4 LES
ACTINIDES
MINEURS
................................................................
218
6.3
EVOLUTION
DES
PRODUITS
DE
FISSION
...........................................................
220
6.3.1 ASPECTS
NEUTRONIQUES GENERAUX
LIES
AUX
PRODUITS
DE FISSION........
220
6.3.2 CAS
PARTICULIER
DU
XENON
135
....................................................
224
EMPOISONNEMENT AE
1 EQUILIBRE
..................................................
226
SURCROIT
D EMPOISONNEMENT
LOTS D UNE
REDUCTION
DE
PUISSANCE
DU
REACTEUR
...............................................................................
229
INSTABILITES
SPATIALES
LIEES
AU XENON
............................................
230
6.3.3 CAS
PARTICULIER
DU
SAMARIUM
149
..............................................
231
6.4
EVOLUTION
DES
PARAMETRES
DU
COEUR
.........................................................
233
6.4.1
EVOLUTION
DU
COEFFICIENT
DE
MULTIPLICATION
INFINI
DES
NEUTRONS..
233
6.4.2
EVOLUTION
DU
FACTEUR DE
CONVERSION
FC
.....................................
233
CHAPITRE
7
EFFETS
NEUTRONIQUES
LIES
AE
LA
TEMPERATURE
..................................
237
7.1 POSITION
DU
PROBLEME
.............................................................................
237
7.2 EFFET DOPPLER
........................................................................................
240
7.2.1
EXPLICATION
PHYSIQUE
DU
PHENOMENE
........................................
240
7.2.2
APERCU
SUR
LE
CALCUL
DE 1 EFFET
DOPPLER
.......................................
245
7.3
EFFET
DE
DENSITE
(OU
DE
DILATATION)
..........................................................
246
7.3.1
ASPECTS
GENERAUX
.......................................................................
246
7.3.2
CAS
DES
REACTEURS
AE
EAU
PRESSURISEE
(REP)
..................................
247
7.4 EFFET
DE
SPECTRE
......................................................................................
248
CHAPITRE
8
LA
GESTION
DU
COMBUSTIBLE
EN REACTEUR ET
LE
PILOTAGE
DES
CURS
251
8.1
ELEMENTS
GENERAUX
.................................................................................
251
8.1.1
PRINCIPES
DE BASE
DE LA
GESTION
DU
COMBUSTIBLE
EN
REACTEUR........
251
8.1.2
LE
CONTROELE
DE LA
REACTION EN
CHAINE
..........................................
252
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE
LEURS
COMBUSTIBLES
8.2
LA
GESTION
DU
COMBUSTIBLE EN REACTEUR
...................................................
254
,
8.2.1
LES
PARAMETRES
DE
BASE
..............................................................
254
8.2.2
OPTIMISATION DE
LA
GESTION
DU
COMBUSTIBLE
DANS
LE
CAS
DES
REP
(CAS
DES
COMBUSTIBLES
AE
URANIUM ENRICHI,
U02)
..........
257
8.2.3
LES
SPECIFICITES
DU
COMBUSTIBLE AU
PLUTONIUM
DANS
LES
REP
(COMBUSTIBLE
MOX)
...................................................................
258
8.3
UTILISATION
DE
L URANIUM
NATUREL
.............................................................
259
8.3.1
LA
CONSOMMATION
D URANIUM
NATUREL
DANS
LES
REACTEURS
............
259
8.3.2
ANALYSE
DETAILLEE DE
LA
CONSOMMATION
D URANIUM
NATUREL
DANS
UN
REP
.............................................................................
262
8.3.3 COMPARAISON
ENTRE
DIFFERENTES FILIERES
DE
REACTEURS
....................
264
8.3.4
LA
SURGENERATION
.......................................................................
267
8.4
LE
BILAN DES
MATIERES NUCLEAIRES
DANS
LES
REACTEURS
ACTUELS
(AE
NEUTRONS
THERMIQUES)
.........................................................................
271
8.4.1
LES
PARAMETRES
INFLUENTS
............................................................
271
8.4.2
EXEMPLE
DES
REACTEURS
AE
EAU
PRESSURISEE
(REP)
..........................
271
8.4.3 BILAN
DES
MATIERES
DANS
D AUTRES
TYPES
DE
REACTEURS
....................
273
REACTEURS
AE
EAU
BOUILLANTE
(REB)
..............................................
273
REACTEURS
AE
EAU
LOURDE
..............................................................
275
REACTEURS
AE
HAUTE
TEMPERATURE
(HTR)
......................................
276
PARTIE 3 LES
FILIERES
DE
REACTEURS NUCLEAIRES
:
APPROCHE
TECHNICO-HISTORIQUE
.....................................................
279
CHAPITRE
9
ARCHITECTURE
GENERATE
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
..........................
281
9.1
INTRODUCTION
..........................................................................................
281
9.2
LES
GRANDES
CATEGORIES
ET
L ARCHITECTURE
GENERATE
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES.
282
9.2.1
CLASSIFICATION
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES SELON
LES
USAGES
...............
282
9.2.2
LES
DIFFERENTS
MOYENS
DE
RECUPERATION
DE
1 ENERGIE
NUCLEAIRE
.....
284
POUR
TOUTES
LES
PUISSANCES
SIGNIFICATIVES
.....................................
285
POUR
LES
PETITES
PUISSANCES
SEULEMENT
(MOTEURS D ENGINS
SPATIAUX
PAR EXEMPLE)
...............................................................
285
POUR
DES
APPLICATIONS
TRES
SPECIFIQUES,
DES
SYSTEMES
TRES
EXOTIQUES
.......................................................................
285
9.2.3 LES
CONSTITUANTS
DE
BASE
D UN
REACTEUR NUCLEAIRE
DE
PUISSANCE....
287
9.3
LES
COMBUSTIBLES
NUCLEAIRES
...................................................................
289
9.3.1
GENERALITES
................................................................................
289
9.3.2
LES
DIFFERENTES
MATIERES NUCLEAIRES
UTILISABLES
.............................
290
LES
COMBUSTIBLES
AE
BASE
D URANIUM
SEUL
....................................
290
TABLE
DES
MATIERES
LES
COMBUSTIBLES
AE
BASE
DE
PLUTONIUM
......................................
291
LES
COMBUSTIBLES
AE
BASE
DE
THORIUM
..........................................
292
9.3.3
LES
DIFFERENTES FORMES
PHYSICO-CHIMIQUES
DE
MATIERES
NUCLEAIRES
(CONSTITUANT
LA
MATRICE
DE
COMBUSTIBLE)
....................................
293
9.3.4
LES
DIFFERENTS
GAINAGES
...............................................................
300
9.3.5
LES
DIFFERENTES
GEOMETRIES
ET STRUCTURES
.....................................
305
9.3.6
COMPORTEMENT
DU
COMBUSTIBLE
SOUS
IRRADIATION
.......................
312
9.3.6.1
LA
MATRICE
DE
COMBUSTIBLE
..........................................
312
9.3.6.2
LA
GAINE
DE
COMBUSTIBLE
.............................................
313
9.3.6.3
EXEMPLES ILLUSTRES
DE
COMPORTEMENT
DU
COMBUSTIBLE
SOUS
IRRADIATION
...........................................................
315
9.3.7
CONCLUSION
SUR
LES
COMBUSTIBLES
...............................................
317
9.4 LES
FLUIDES
CALOPORTEURS
..........................................................................
318
9.4.1
LES
QUALITES
RECHERCHEES
POUR UN
FLUIDE
CALOPORTEUR
..................
318
9.4.2
LA
SELECTION
DES
FLUIDES
CALOPORTEURS
..........................................
323
9.5
LES
DIFFERENTS
MODERATEURS
.....................................................................
331
9.5.1
LES
MATERIAUX UTILISABLES
COMME
MODERATEURS
...........................
331
9.5.2
UN
MATERIAU
TRES
PARTICULIER :
LE
GRAPHITE
...................................
333
9.5.3
COMPARAISON
DES
MODERATEURS
..................................................
335
CHAPITREL0
ZOOLOGIE
ET GENESE
DES
DIFFERENTES
FILIEREN
...............................
339
10.1
ZOOLOGIE
DES
DIFFERENTS
TYPES
DE
REACTEURS
...............................................
339
10.1.1
ESTIMATION
THEORIQUE
DU
NOMBRE
DE
TYPES
DE
REACTEURS
NUCLEAIRES
POSSIBLES
...................................................................
339
10.1.2
LA
SELECTION
NATURELLE
DES
TYPES
DE
REACTEURS
TECHNIQUEMENT
VIABLES
.......................................................................................
340
10.1.3
LES
FILIERES
DE
REACTEURS
NUCLEAIRES
........................................
343
10.1.4
LES
REVELATIONS
DE LA
PREMIERE CONFERENCE
MONDIALE
SUR
1 ENERGIE
NUCLEAIRE
...............................................................
344
10.2 LA
GENESE
DES
FILIERES DE
REACTEURS
NUCLEAIRES
AUX
ETATS-UNIS
:
PERSPECTIVE
HISTORIQUE
............................................................................
344
10.2.1
LE
POINT
DE
DEPART
....................................................................
345
10.2.2
LES
PIONNIERS
DU
MET-LAB
DE
CHICAGO
......................................
347
10.2.3
LES
PREMIERES
REFLEXIONS ET REALISATIONS
SUR
LES
FILIERES
DE
REACTEURS
NUCLEAIRES
............................................................
350
A. L EQUIPE
DE
CHICAGO
:
BERCEAU
DES
IDEES
SUR
LES
CONCEPTS
DE
REACTEURS
DE
PUISSANCE
....................................................
350
B.
LES
PREMIERS REACTEURS
DE
GRANDE
PUISSANCE
AU MONDE
........
353
C. LE
VERITABLE
FONDEMENT DES
FILIERES
:
LE
NEW
PILE
COMMITTEE
......................................................
356
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE
LEURS
COMBUSTIBLES
10.2.4
L ECLOSION
DES
REACTEURS
AE
EAU
SOUS
PRESSION
...............................
359
A.
L;
ACTE
DE
NAISSANCE
..............................................................
359
B. L AVENTURE
DE
LA
PROPULSION NUCLEAIRE
SOUS-MARINE
..............
361
10.2.5
LES
REACTEURS
AE
EAU
BOUILLANTE
....................................................
363
A. I;
ORIGINE
DES
REACTEURS
A
EAU
BOUILLANTE
(REB)
....................
363
B. LE
DEVELOPPEMENT
INDUSTRIEL
DES
REACTEURS
AE
EAU
BOUILLANTE
364
10.2.6
LE
DEVELOPPEMENT
DES
EFFORTS
ET
LE
CHEMINEMENT
DES
IDEES
SUR
LES
REACTEURS
NUCLEAIRES
POUR
LES
APPLICATIONS
CIVILES
..............
365
10.3 LES
DEVELOPPEMENTS
REALISES
DANS LES
AUTRES
PAYS
PRECURSEURS
..................
371
10.3.1
CANADA
.....................................................................................
371
10.3.2
RUSSIE
(EX-URSS)
.....................................................................
376
10.3.3
GRANDE-BRETAGNE
......................................................................
389
10.3.4
FRANCE
.......................................................................................
397
10.4
CONCLUSION
SUR
LES
FILIERES
DE
REACTEURS
...................................................
412
CHAPITRE
11
LES
REACTEURS
MODERES
AU
GRAPHITE
.........................................
415
11.1
QUELQUES
MOTS
D HISTOIRE
.......................................................................
415
11.2
MAGNOX
.................................................................................................
418
11.2.1
GENERALITES
................................................................................
418
11.2.2
COMBUSTIBLE
.............................................................................
420
11.2.3
ENSEMBLE
DU
CAEUR
....................................................................
420
11.2.4
ARCHITECTURE
GENERALE
................................................................
422
11.2.5
PRINCIPALES
EVOLUTIONS
DU
CONCEPT
MAGNOX
...............................
422
11.3
AGR
.................................................................:....................................
425
11.3.1
GENERALITES
................................................................................
425
11.3.2
COMBUSTIBLE
.............................................................................
428
11.3.3
ENSEMBLE
DU
CCEUR
....................................................................
428
11.3.4
ARCHITECTURE
GENERALE
................................................................
429
11.3.5
PRINCIPALES EVOLUTIONS
DU
CONCEPT
AGR
ET
RETOUR
D EXPERIENCE
DE
FONCTIONNEMENT
...................................................................
430
11.4
UNGG
..................................................................................................
431
11.4.1
GENERALITES
................................................................................
431
11.4.2
COMBUSTIBLE
.............................................................................
434
11.4.3
ENSEMBLE
DU
CCEUR
....................................................................
436
11.4.4
L ARCHITECTURE
GENERALE
..............................................................
436
11.5
RBMK
..................................................................................................
438
11.5.1
GENERALITES
................................................................................
438
11.5.2
COMBUSTIBLE
.............................................................................
441
11.5.3
ENSEMBLE
DU
CCEUR
....................................................................
443
11.5.4
ARCHITECTURE
GENERALE
................................................................
444
TABLE
DES
MATIERES
11.6
HTR
.....................................................................................................
445
11.6.1
LES
ORIGINES
DU
CONCEPT
.............................................................
445
11.6.2
LE
SECRET
DES
HTR
....................................................................
447
11.6.3
LES
ELEMENTS
COMBUSTIBLES
ET
LE
CCEUR
........................................
450
11.6.4
LES
SPECIFICITES
DES
HTR
...........................................................
452
11.6.5
LE
DEVELOPPEMENT
DES
HTR
ET
LES
REALISATIONS
..........................
456
11.6.6
DESCRIPTION
ET
EVOLUTION
DES
CONCEPTS
.......................................
462
LE
REACTEUR
DE
FORT
SAINT-VRAIN
AE
BLOCS
PRISMATIQUE
(BP)
..........
462
LE
REACTEUR
THTR-300
AE
BOULETS
..............................................
463
EVOLUTION
DES
HTR
VETS
DE
PETITS REACTEURS
...............................
464
AUTRES
CONCEPTS
AVANCES
DE
HTR
..............................................
465
11.7
CONCLUSION
SUR
LES
REACTEURS
AE
GRAPHITE
...................................................
466
CHAPITRE
12
LES
REACTEURS
MODERES
AE
1 EAU
LOURDE
......................................
469
12.1
ELEMENTS
STRUCTURANTS
ET
DEVELOPPEMENT
GENERAL
DE LA
FILIERE
..................
469
12.1.1
ELEMENTS
STRUCTURANTS
DE IA FILIERE
.............................................
469
12.1.2
LE
DEVELOPPEMENT
INDUSTRIEL
DES
REACTEURS
DE
TYPE
CANDU
AU
CANADA
................................................................................
473
12.2
LES
BASES
DE
CONCEPTION
DES
REACTEURS
DE
TYPE
CANDU
.............................
475
12.2.1
COMBUSTIBLE
.............................................................................
476
12.2.2
TUBES
DE
FORCE
ET
TUBES
DE
CALANDRE
...........................................
477
12.2.3
MODERATEUR
...............................................................................
478
12.2.4
FLUIDE
CALOPORTEUR
....................................................................
478
12.2.5
ENSEMBLE
DU
CCEUR
....................................................................
479
12.2.6
ARCHITECTURE
GENERALE
................................................................
483
12.3
LES
REACTEURS
CANDU
AVANCES
.............................................................
486
12.4
LES
AUTRES
REACTEURS
AE
EAU
LOURDE
............................................................
487
12.4.1
LES
REL
REFROIDIS
AE
1 EAU
LEGERE
PRESSURISEE
................................
488
12.4.2
LES
REL
REFROIDIS
A
1 EAU
LEGERE
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
ORGANIQUE
.....................................
492
12.4.5
LES
REACTEURS
ATYPIQUES
AE
CUVE
..............................................
493
12.5
CONCLUSION
SUR
LES
REACTEURS
AE
EAU
LOURDE
...............................................
497
CHAPITRE
13
LES
REACTEURS
MODERES
AE
1 EAU
LEGERE
:
ANALYSE
COMPARATIVE
DES
REP
ET
DES
REB
..............................................................
499
13.1
QUELQUES
MOTS
D
INTRODUCTION
...............................................................
499
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE LEURS
COMBUSTIBLES
13.2
COMPARAISON
DES
CARACTERISTIQUES
TECHNIQUES
DES
CONCEPTS
.....................
500
13.2.1
ARCHITECTURE
GENERALE
................................................................
500
13.2.2
LE
CUR ET
LE
COMBUSTIBLE
.........................................................
503
13.2.3 LE
CONTROELE
DE
LA
REACTIVITE
........................................................
505
13.2.4
LA
CUVE
PRINCIPALE
.....................................................................
507
13.2.5
LES
CIRCUITS
DU FLUIDE
CALOPORTEUR
(OU
(
CIRCUIT PRIMAIRE
POUR
LES
REP)
ET
DE
PRODUCTION
DE
VAPEUR
.................................
508
13.2.6 LE
CONFINEMENT
........................................................................
509
13.3
EXPLOITATION
...........................................................................................
511
13.3.1 PILOTAGE
DU
REACTEUR ET PROLONGATION
DE
CYCLE
............................
511
13.3.2
GESTION
DES
MATIERES ET
DU
COMBUSTIBLE
....................................
512
13.3.3 MAINTENANCE
ET
INSPECTION
........................................................
514
13.3.4
RADIOPROTECTION
........................................................................
515
13.3.5
REJETS
RADIOACTIFS
LIQUIDES
ET
GAZEUX
ET
DECHETS
SOLIDES
(ISSUS
DE 1 EXPLOITATION)
.............................................................
516
13.3.6
DISPONIBILITE
.............................................................................
517
13.4
QUELQUES
616MENTS
DE
SURETE COMPAREE
..................................................
517
13.5
LA
PLACE
DES
REP
ET
DES
REB
AUJOURD HUI
..............................................
519
13.6
BILAN
GLOBAL
DE
COMPARAISON ENTRE
REP
ET
REB
.....................................
520
13.7
CONCLUSION
SUR
LES
REACTEURS
AE
EAU
LEGERE
................................................
521
CHAPITRE
14
LES
REACTEURS
AE
NEUTRONS RAPIDES
.............................................
523
14.1
LES
RNR
:
POURQUOI
?
............................................................................
523
14.1.1 UTILISATION
DE
1 UNAT
DANS LES
REACTEURS
AE
NEUTRONS
LENTS
............
523
14.1.2
UTILISATION
DE I UNAT DANS LES
REACTEURS
AE
NEUTRONS
RAPIDES.........
524
14.2
LES
RNR
:
COMMENT?
...........................................................................
529
14.2.1
BASES
NEUTRONIQUES
...................................................................
529
14.2.2
CONSEQUENCES
NEUTRONIQUES
DE
L UTILISATION
DE
NEUTRONS
RAPIDES
532
14.3
LA
GENESE
DES
RNR
................................................................................
534
14.4
VERS
LA
MATURITE
INDUSTRIELLE
DES
RNR
....................................................
538
14.4.1
ETATS-UNIS
.................................................................................
538
14.4.2
RUSSIE
(EX-UNION
SOVIETIQUE)
.....................................................
540
14.4.3
GRANDE-BRETAGNE
......................................................................
543
14.4.4
FRANCE
.......................................................................................
544
14.4.5
AUTRES
PAYS
...............................................................................
548
14.5
PRINCIPAL.
ES CARACTERISTIQUES
DES
RNR
AU
SODIUM
(RNR-NA)
...................
551
14.5.1
LES
PARTICULARIZES
DU
CCEUR
DES
RNR-NA
PAR RAPPORT AUX
REP...
551
14.5.2
LE
COMBUSTIBLE
DES
RNR-NA
....................................................
556
14.5.3
LE
CCEUR
....................................................................................
560
TABLE
DES
MATIERES
14.5.4
GRANDES
OPTIONS
ET
ARCHITECTURE
GENERALE
...................................
562
14.5.5
CARACTERISTIQUES
GENERALES
DES
RNR ELECTROGENES
PASSES
ET
PRESENTS
.................................................................................
566
14.5.6
EXEMPLE
DU
REACTEUR
SUPERPHENIX
.............................................
567
14.6
LES
RNR
DU FUTUR
..................................................................................
569
14.7
CONCLUSION
SUR
LES
RNR
........................................................................
573
CHAPITRE
15
AUTRES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
REACTEURS
DU FUTUR
....................
577
15.1
LES
REACTEURS ATYPIQUES
...........................................................................
577
15.1.1
LES
REACTEURS
HOMOGENES
AE
COMBUSTIBLE
LIQUIDE
.........................
577
15.1.2
LES
REACTEURS
HYBRIDES
...............................................................
582
15.2
LES
REACTEURS
DE
PROPULSION
NAVALE
.........................................................
585
15.2.1
HISTORIQUE
DU
DEVELOPPEMENT
ET CONTRAINTES
DE LA
PROPULSION
NAVALE
NUCLEAIRE
........................................................................
585
15.2.2
TECHNOLOGIE
DES
REACTEURS
EMBARQUES
(EAU
PRESSURISEE)
..............
589
15.3
LES
REACTEURS
POUR
LES
APPLICATIONS
AERIENNES
ET SPATIALES
.........................
593
15.3.1
REACTEURS
POUR
MOTEURS
D AVIONS
..............................................
593
15.3.2
REACTEURS
DE
PROPULSION
DE
MISSILES
..........................................
595
15.3.3
REACTEURS
POUR
LES
APPLICATIONS
SPATIALES
....................................
597
15.3.3.1
PROPULSION
DE
FUSEES
ENVOYEES
DANS
1 ESPACE
................
597
15.3.3.2
REACTEURS
GENERATEURS
D ENERGIE
POUR
LES
ENGINS
SPATIAUX
......................................................................
598
15.4
LES
REACTEURS
DU FUTUR
............................................................................
603
15.4.1
LA
NICHE
DES
REACTEURS
DE
PETITE
TAILLE
........................................
603
15.4.2
LES
REACTEURS
DE
QUATRIEME
GENERATION
.......................................
607
PSSIRTE
4 LE
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
NUCLEAIRE
..............................................
613
CH
IPITRE
16
LE
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
STANDARD
AE
BASE
D URANIUM
...............
615
16.1
GENERALITES
SUR
LE
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
..................................................
615
16.2
16.1.1
NOTIONS
DEBASE
RELATIVES
AU CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
.....................
615
16.1.2
LE
COMBUSTIBLE
DES
DIFFERENTS
REACTEURS
NUCLEAIRES
.....................
616
16.1.3
LES
FLUX
DE
MATIERES
NUCLEAIRES
..................................................
617
16.1.4
QUELQUES
FONDAMENTAUX
SUR
LA
CHIMIE
DE L URANIUM
ET
DES
ACTINIDES
..........................................................................
617
16.1.5
APERCU
GENERAL
DU
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
EN
FRANCE
...................
619
L URANIUM
NATUREL ET SON
EXTRACTION
.......................................................
620
16.2.1
PROSPECTION
...............................................................................
620
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE
LEURS
COMBUSTIBLES
16.2.2 RESSOURCES
................................................................................
620
16.2.3
EXTRACTION
DU
MINERAI
...............................................................
621
16.2.4
TRAITEMENT
DU
MINERAI
..............................................................
621
16.2.5
IMPACT
ET
REHABILITATION
DES
SITES
...............................................
623
16.3
LA
CONVERSION
DE L URANIUM
....................................................................
623
16.4
LENRICHISSEMENT
DE L URANIUM
...............................................................
624
16.4.1
LA
GENESE
DES
PROCEDES
ET
LES
TECHNOLOGIES
UTILISEES
....................
624
16.4.2
COMPARAISON
DES
PROCEDES
UTILISES
MAJORITAIREMENT
AUJOURD HUI
:
LA
CENTRIFUGATION ET
LA DIFFUSION
GAZEUSE
................
628
16.4.3
LA
GESTION
DE
L URANIUM
APPAUVRI
..............................................
629
16.5
LA
FABRICATION DU
COMBUSTIBLE
...............................................................
630
16.6
LE
REFROIDISSEMENT
INITIAL
DES
COMBUSTIBLES USES
.....................................
632
16.7
L OPTION
D ENTREPOSAGE DE LONGUE DUREE
PUIS
DU
STOCKALTE
DEFINITIF
DES
COMBUSTIBLES USES
.............................................................................
633
16.8
12OPTION DE
TRAITEMENT
DES
COMBUSTIBLES USES
.........................................
634
16.8.1
HISTORIQUE
ET PANORAMA MONDIAL
DU
TRAITEMENT
DES
COMBUSTIBLES USES
................................................................
634
16.8.2
LES
PROCE
ES UTILISES
..................................
................................
640
16.8.3 LE
PROCEDE
PUREX
MIS EN CEUVRE
AE
L USINE
DE
LA
HAGUE
..............
642
16.9
LE
RECYCLAGE
DES
MATIERES
VALORISABLES
.....................................................
646
16.9.1
LE
PLUTONIUM
............................................................................
646
16.9.2
MATIERES
AUTRES QUE
LE
PLUTONIUM
..............................................
649
16.10
LES
QUESTIONS
GENERIQUES
LIEES
AU
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
NUCLEAIRE............
651
16.10.1
LE
TRANSPORT
DES
MATIERES
NUCLEAIRES
..........................................
651
16.10.2
AUTRES
SUJETS
GENERIQUES
............................................................
653
16.11
CONCLUSION
............................................................................................
653
CHAPITRE
17
LE
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE AU
THORIUM
......................................
655
17.1
LE
THORIUM
ET SES
ELEMENTS
LOURDS
ASSOCIES
..............................................
655
17.1.1
LE
THORIUM
ET SES
DESCENDANTS
NATURELS
......................................
655
17.1.2
LES
CARACTERISTIQUES NUCLEAIRES
DU
THORIUM
................................
657
17.1.3
PROPRIETES
PHYSIQUES
DU
THORIUM
...............................................
658
17.1.4
ABONDANCE
ET RESERVES
TERRESTRES
DU
THORIUM
.............................
659
17.1.5
L URANIUM
233
..........................................................................
660
17.2
RETROSPECTIVE
HISTORIQUE
.........................................................................
662
17.2.1
L ACQUISITION
DES
CONNAISSANCES
DE BASE
.....................................
662
17.2.2
LEXPERIENCE
ACCUMULEE SUR
LE
CYCLE
AU
THORIUM
.........................
665
17.2.3
LES
STIMULANTS
ET
LES
FREINS
AU
COURS
DU DEVELOPPEMENT
HISTORIQUE
DU
CYCLE AU
THORIUM
.................................................
668
17.2.4
ETAT
ACTUEL
DU
DEVELOPPEMENT
DU
CYCLE AU
THORIUM
...................
670
TABLE
DES
MATIERES
17.3
CARACTERISTIQUES
TECHNIQUES
DU
CYCLE
DU
COMBUSTIBLE
AU
THORIUM
ET
DEFIS
INDUSTRIELS
..................................................................................
671
17.3.1
LAMONT
DU
CYCLE
.......................................................................
671
A.
MINES
:
EXTRACTION
ET CONCENTRATION
....................................
671
B. FABRICATION
DES
COMBUSTIBLES
AU
THORIUM
...........................
672
17.3.2
CARACTERISTIQUES
ET
COMPORTEMENT
EN
REACTEUR
DES
COMBUSTIBLES
AE
BASE
DE
THORIUM
..........................................
673
A.
PROPRIETES
NEUTRONIQUES
GENERALES
.......................................
673
B.
COMPORTEMENT
DU
COMBUSTIBLE
SOUS
IRRADIATION
.................
675
C.
GESTION
DES
MATIERES
NUCLEAIRES
AE
PARTIR
DE
COMBUSTIBLES
AU
THORIUM
.........................................................................
675
D. LA
CONSOMMATION
DE
PLUTONIUM
AVEC
DES
COMBUSTIBLES
AU
THORIUM
.........................................................................
677
17.3.3
LAVAL
DU
CYCLE
...........................................................................
678
A. LE
TRAITEMENT
......................................................................
678
B.
LE
RECYCLAGE
DE L U233
.......................................................
679
C. L ENTREPOSAGE
ET
LE
STOCKAGE
DES
DECHETS
..............................
680
17.4
CONCLUSION
............................................................................................
682
CONCLUSION
GENERALE
......................................................................................
685
ANNEXES
..........................................................................................................
695
ANNEXE
I. LUCRECE. DE
LA
NATURE
DES
CHOSES
-
LIVRES
I
ET
II
(EXTRAITS)
..................
697
ANNEXE
II. LA
DECOUVERTE
DU
NEUTRON.
LETTRE
DE
JAMES
CHADWICK
AE
LA
REVUE
NATURE
:
POSSIBLE
EXISTENCE
OF
A
NEUTRON
,
17
FEVRIER
1932
(P.
312)
.......................................................................
700
ANNEXE
III.
TRADUCTION
EN ANGLAIS
DE L ARTICLE
DE
HAHN
ET
STRASSMANN
ENVOYE
AE
LA
REVUE
ALLEMANDE
NATURE
LE
6
JANVIER 1939
............................
702
ANNEXE
IV. TRADUCTION
EN ANGLAIS
DE LA LETTRE
DE
MEITNER
ET
FRISCH
ENVOYEE
AE
LA
REVUE ALLEMANDE
NATURE,
LE
16
JANVIER 1939
....................................
710
ANNEXE
V. LES
5
BREVETS
D INVENTION
DEPOSES
PAR
L EQUIPE
FRANCAISE
EN MAI
1939
PUIS EN AVRIL
ET MAI
1940
(COPIE
DE LA
PREMIERE
PAGE)
.......
713
ANNEXE
VI. LETTRE
D EINSTEIN
DU
2
AODT
1939
AU
PRESIDENT
DES
ETATS-UNIS
FRANKLIN
ROOSEVELT
(TRADUITE
DE
L ANGLAIS)
..............................................
718
ANNEXE
VII. LISTE
DES
PRIX
NOBEL
DANS
LES
DOMAINES
DE
LA
CONNAISSANCE
DE LA
MATIERE ET
DE LA
PHYSIQUE
NUCLEAIRE
(DEPUIS
LA
CREATION
DU
PRIX
EN
1901
JUSQU AE
CELUI QUI
FIST
OBTENU
PAR
OTTO
HAHN
EN
1944,
POUR
SA
DECOUVERTE
DE LA
FISSION)
...........................................................
720
ANNEXE
VIII.
LISTE
DE
QUELQUES
CORPS
RADIOACTIFS
IMPORTANTS
AVEC
LEURS
CARACTERISTIQUES
......................................................................
721
HISTOIRE
ET
TECHNIQUES
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
ET
DE
LEURS
COMBUSTIBLES
ANNEXE IX. NOTES
DU
MEETING
DU
26
AVRIL
1944
OU
E. FERMI
PRESENTS
POUR
LA
PREMIERE
FOIS LE
CONCEPT
DE
REACTEUR
AE
NEUTRONS RAPIDES
SURGENERATEUR
........................................................................................
722
ANNEXE X.
BREVET
FONDATEUR DE LA
THEORIE
ET
DE LA
CONCEPTION
DES
REACTEURS
NUCLEAIRES
(19/12/1944)
-
PREMIERE
PAGE
..............................................
728
ANNEXE XI. LISTE
DE
TOUS
LES
REACTEURS
DU
CENTRE
D IDAHO (INEEL)
..................
730
ANNEXE XII.
LISTE
DE
TOUS
LES
REACTEURS
DU
CENTRE
ORNL
................................
732
ANNEXE XIII. LISTE
DES
REACTEURS
ELECTROGENES
MONDIAUX
(AU
1/1
/2016)
..........
733
REFERENCES
......................................................................................................
735
INDEX
..............................................................................................................
761
|
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Dominique Grenêche est docteur en physique nucléaire. </subfield></datafield><datafield tag="648" ind1=" " ind2="7"><subfield code="a">Geschichte</subfield><subfield code="2">gnd</subfield><subfield code="9">rswk-swf</subfield></datafield><datafield tag="650" ind1="0" ind2="7"><subfield code="a">Kernbrennstoff</subfield><subfield code="0">(DE-588)4130318-0</subfield><subfield code="2">gnd</subfield><subfield code="9">rswk-swf</subfield></datafield><datafield tag="650" ind1="0" ind2="7"><subfield code="a">Kernreaktortechnik</subfield><subfield code="0">(DE-588)4170242-6</subfield><subfield code="2">gnd</subfield><subfield code="9">rswk-swf</subfield></datafield><datafield tag="650" ind1="0" ind2="7"><subfield code="a">Kernreaktor</subfield><subfield code="0">(DE-588)4030344-5</subfield><subfield code="2">gnd</subfield><subfield code="9">rswk-swf</subfield></datafield><datafield tag="653" ind1=" " ind2="0"><subfield code="a">Réacteurs nucléaires / Histoire</subfield></datafield><datafield tag="653" ind1=" " ind2="0"><subfield code="a">Combustibles nucléaires / Histoire</subfield></datafield><datafield tag="689" ind1="0" ind2="0"><subfield code="a">Kernreaktor</subfield><subfield code="0">(DE-588)4030344-5</subfield><subfield code="D">s</subfield></datafield><datafield tag="689" ind1="0" ind2="1"><subfield code="a">Kernreaktortechnik</subfield><subfield code="0">(DE-588)4170242-6</subfield><subfield code="D">s</subfield></datafield><datafield tag="689" ind1="0" ind2="2"><subfield code="a">Kernbrennstoff</subfield><subfield code="0">(DE-588)4130318-0</subfield><subfield code="D">s</subfield></datafield><datafield tag="689" ind1="0" ind2="3"><subfield code="a">Geschichte</subfield><subfield code="A">z</subfield></datafield><datafield tag="689" ind1="0" ind2=" "><subfield code="5">DE-604</subfield></datafield><datafield tag="856" ind1="4" ind2="2"><subfield code="u">http://catalogue.bnf.fr/ark:/12148/cb451782159</subfield><subfield code="3">Notice et cote du catalogue de la Bibliothèque nationale de France</subfield></datafield><datafield tag="856" ind1="4" ind2="2"><subfield code="m">Digitalisierung Deutsches Museum</subfield><subfield code="q">application/pdf</subfield><subfield code="u">http://bvbr.bib-bvb.de:8991/F?func=service&doc_library=BVB01&local_base=BVB01&doc_number=029718300&sequence=000001&line_number=0001&func_code=DB_RECORDS&service_type=MEDIA</subfield><subfield code="3">Inhaltsverzeichnis</subfield></datafield><datafield tag="999" ind1=" " ind2=" "><subfield code="a">oai:aleph.bib-bvb.de:BVB01-029718300</subfield></datafield></record></collection> |
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