Séance de cours

Réactivité nucléaire : Modération, Enrichissement, Absorption

Graph Chat

Chattez avec Graph Search

Posez n’importe quelle question sur les cours, conférences, exercices, recherches, actualités, etc. de l’EPFL ou essayez les exemples de questions ci-dessous.

AVERTISSEMENT : Le chatbot Graph n'est pas programmé pour fournir des réponses explicites ou catégoriques à vos questions. Il transforme plutôt vos questions en demandes API qui sont distribuées aux différents services informatiques officiellement administrés par l'EPFL. Son but est uniquement de collecter et de recommander des références pertinentes à des contenus que vous pouvez explorer pour vous aider à répondre à vos questions.

Dans cours

ME-409: Energy conversion and renewable energy

This course presents an overview of (i) the current energy system and uses (ii) the main principles of conventional and renewable energy technologies and (iii) the most important parameters that define their efficiency, costs and environmental impacts. ...

Description

Cette séance de cours couvre les concepts de réactivité nucléaire, y compris la modération avec des matériaux comme l'eau liquide, l'eau lourde et le graphite, l'enrichissement en U-235 et Pu-239, et l'absorption avec des matériaux comme le bore et l'acier.

Enseignant·e·s (2)

François Maréchal

Look at the researcher id

Tuong-Van Nguyen

Enseignement et PhD Cours Energy conversion and renewable energy ME-409 Le cours donne un aperçu (i) du système énergétique actuel, (ii) des principes techniques des systèmes de conversion d'énergie (fossiles, nucléaires et renouvelables), et (iii) de leurs aspects économiques et environnementaux. La transition énergétique : défis et opportunités HUM-293 Ce cours porte sur la transition énergétique d'un système fondé sur les énergies fossiles vers un modèle reposant sur des s

Source officielle

Proximité ontologique

Génie énergétique

Énergie nucléaire: Énergie nucléaire

Concepts associés (32)

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).

Modérateur (nucléaire)

Placé au cœur d'un réacteur nucléaire, le modérateur est la substance qui ralentit les neutrons sans les absorber, permettant ainsi une réaction nucléaire en chaîne efficace. L'élément retenu pour concevoir le modérateur d'un réacteur nucléaire est le plus souvent soit : de l'hydrogène : réacteur à eau légère ; du deutérium : réacteur à eau lourde ; ou du carbone : réacteur au graphite. Le principe de ralentissement des neutrons est théorisé par le concept de thermalisation des neutrons et est utilisé dans les réacteurs à neutrons thermiques.

Combustible nucléaire

vignette|Modèle de l'atome. Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des isotopes fissiles (uranium, plutonium...), fournit l'énergie dans le cœur d'un réacteur nucléaire en entretenant la réaction en chaîne de fission nucléaire. Les termes « combustible » et « combustion » sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière en feu, mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action.

Neutron

Le neutron est une particule subatomique de charge électrique nulle. Les neutrons sont présents dans le noyau des atomes, liés avec des protons par l'interaction forte. Alors que le nombre de protons d'un noyau détermine son élément chimique, le nombre de neutrons détermine son isotope. Les neutrons liés dans un noyau atomique sont en général stables mais les neutrons libres sont instables : ils se désintègrent en un peu moins de 15 minutes (880,3 secondes). Les neutrons libres sont produits dans les opérations de fission et de fusion nucléaires.

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.

Afficher plus

Séances de cours associées (64)

Introduction au génie nucléaire : réactions en chaîne et cycles du combustible

Explore les réactions en chaîne, la criticité, les types de réacteurs et les cycles du combustible en génie nucléaire.

Introduction au génie nucléaire

Introduit l'ingénierie nucléaire, couvrant les réactions, les réactions en chaîne, le cycle du combustible, la criticité et les facteurs de multiplication.

Physique des réacteurs nucléaires : fondamentaux et concepts avancés

Explore les fondamentaux et les défis des réacteurs nucléaires, couvrant la diffusion des neutrons, la fission, l'élevage, la transmutation et les technologies de pointe.

Fission nucléaire : analyse transversale totale

Analyse les données transversales totales pour la fission nucléaire, couvrant la dépendance énergétique, le transport, les réactions, les incertitudes, les fragments de fission et les risques radiologiques.

Technologie des réacteurs : variations de réactivité et contrôle

Explore les variations de réactivité dans la technologie des réacteurs, couvrant les effets à court, moyen et long terme, les moyens de contrôle et les conséquences.

Afficher plus

Concepts associés (32)

Température neutronique

Modérateur (nucléaire)

Combustible nucléaire

Neutron

Neutron cross section

Afficher plus