Séance de cours

Modération neutronique

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Dans cours

PHYS-443: Physics of nuclear reactors

In this course, one acquires an understanding of the basic neutronics interactions occurring in a nuclear fission reactor as well as the conditions for establishing and controlling a nuclear chain reaction. ...

Description

Cette séance de cours couvre les concepts de ralentissement neutronique, d'étude de collision élastique, de perte d'énergie fractionnée, de ralentissement des équations, de léthargie et de théorie de l'âge de Fermi. Il explique le comportement des neutrons avec différentes énergies, l'importance des collisions élastiques dans la modération des neutrons et les équations régissant la perte d'énergie des neutrons. La séance de cours explore également le concept de léthargie et la théorie de l'âge de Fermi, qui décrit la distance moyenne parcourue par un neutron avant d'atteindre l'énergie thermique. Le ralentissement spatial des neutrons et l'importance de l'âge de Fermi dans la description du comportement des neutrons sont discutés.

Enseignant·e·s (3)

Andreas Pautz

Enseignement et PhD Doctorant·es actuel·les Sofia Portolan, Michel Saliba, Bishal Torrente, Alexis Paul Boris Claude Dupont-Bembinoff, Cynthia Camila Güttlein A dirigé les thèses EPFL de Ting Zhu, Vladimir Vladimirov Brankov, Boris Aviv Hombourger, Damar Canggih Wicaksono, Petra Mala, Adolfo Rais, Valentyn Bykov, Daniel Jerôme Siefman, Evgeny Nikitin, Dionysios Chionis, Oskari Ville Pakari, Friederike Bostelmann, Jiani Gao, Efstathios Vlassopoulos, Alessandro Scolaro, Stefan Radman, Alexander Aures, Lubom

Mathieu Hursin

Après une thèse de doctorat sur la modélisation haute fidélité d'ejection de barres de contrôle dans un réacteur à eau préssurisée à l'Université de Californie à Berkeley et un court postdoc à l'université du Michigan, j'ai passé les premières 8 années de ma carrière au Paul Scherrer Institut. Mes activités de recherche étaient principalement dédiées à developper des méthodes de propagation d'incertitudes dans les schémas de calculs déterministes utilisés pour la modélisation des centrales nucléaires suisse

Carlo Fiorina

Source officielle

Proximité ontologique

Physique

Physique nucléaire: Physique nucléaire

Génie énergétique

Énergie nucléaire: Énergie nucléaire

Concepts associés (32)

Neutron scattering

Neutron scattering, the irregular dispersal of free neutrons by matter, can refer to either the naturally occurring physical process itself or to the man-made experimental techniques that use the natural process for investigating materials. The natural/physical phenomenon is of elemental importance in nuclear engineering and the nuclear sciences. Regarding the experimental technique, understanding and manipulating neutron scattering is fundamental to the applications used in crystallography, physics, physical chemistry, biophysics, and materials research.

Température neutronique

vignette|400px|Graphique des fonctions de densité de probabilité de vitesse de la vitesse de quelques gaz nobles à une température de (). Des distributions de vitesse similaires sont obtenues pour des neutrons modérés. La température neutronique, aussi appelée par métonymie « énergie des neutrons », est l'énergie cinétique moyenne d'un neutron libre dans sa population, énergie qui est habituellement donnée en électron-volts (abréviation eV et ses multiples, keV, MeV), la température étant en kelvins (K) ou en degrés Celsius (°C).

Neutron cross section

In nuclear physics, the concept of a neutron cross section is used to express the likelihood of interaction between an incident neutron and a target nucleus. The neutron cross section σ can be defined as the area in cm2 for which the number of neutron-nuclei reactions taking place is equal to the product of the number of incident neutrons that would pass through the area and the number of target nuclei. In conjunction with the neutron flux, it enables the calculation of the reaction rate, for example to derive the thermal power of a nuclear power plant.

Poison à neutrons

Un poison neutronique (également appelé « absorbeur de neutrons » ou « poison nucléaire ») est une substance ayant une grande section d'absorption de neutrons, et qui a de ce fait un impact significatif dans le bilan neutronique d'un réacteur nucléaire. Dans les réacteurs nucléaires, l'absorption des neutrons a notamment un effet d'empoisonnement du réacteur. Cet empoisonnement est principalement dû à la capture de neutrons par des produits de fission de demi-vie courte dont le principal est le xénon 135 ou par des produits de fission de demi-vie plus longue ou stable comme le samarium 149 et le gadolinium 157.

Source de neutrons

Une source de neutrons est un équipement qui émet des neutrons. Il existe une grande variété de sources qui vont des sources radioactives portables aux réacteurs nucléaires ou aux sources de spallation. Suivant l'énergie et le flux des neutrons, la taille de la source, les coûts et la réglementation, ces équipements peuvent être trouvés dans des domaines aussi variés que la physique, l’ingénierie, la médecine, l'armement nucléaire, l'exploration pétrolière, la biologie, la chimie et l'industrie nucléaire.

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Séances de cours associées (64)

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Explore l'interaction des neutrons avec la matière à travers les sections transversales, la diffusion, l'absorption et les dépendances énergétiques.

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Physique des réacteurs nucléaires : fondamentaux et concepts avancés

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Modération neutronique

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Poison à neutrons

Source de neutrons

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