Haut PDF Réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

pérature de sursaturation en impuretés (Tc), de manière à pro- voquer le phénomène de nucléation hétérogène sur la surface de garnissage, puis la croissance des cristaux formés. À mesure que la concentration en impuretés diminue dans le cir- cuit principal, donc à l’entrée du piège, la température du point froid du piège Tct est abaissée. Ce procédé est, de loin, le plus utilisé dans le monde pour la purification du sodium dans les RNR-Na, grâce à ses avantages indéniables et, notamment, une très bonne efficacité et une grande capacité de rétention. Des conceptions optimisées ont pu être développées grâce à l’analyse du retour d’expérience obtenu sur les réacteurs, à des études portant sur les mécanismes et cinétiques de cris- tallisation [3], [4], et plus récemment à des outils de simula- tion permettant d’une part de concevoir des géométries adap- tées et, d’autre part, de simuler le remplissage en impuretés [5]. Un piège froid de nouvelle génération a été conçu pour les circuits intermédiaires de SUPERPHÉNIX : grâce à la connaissance des différences de mécanismes et cinétiques de cristallisation entre Na 2 O et NaH [3] et à une nouvelle défi- nition des spécifications de conception, la géométrie du com- posant a pu être optimisée. Par ailleurs, des procédés de régé- nération de pièges froids, ayant atteint leur taux de remplissage maximal, ont été mis au point afin de permettre leur traitement et leur remise en service. Enfin, un procédé de contrôle et de suivi de la distribution des impuretés dans le piège froid, sans arrêt du système, a été qualifié sur un piège froid expérimental puis appliqué aux pièges froids des circuits intermédiaires de PHÉNIX et SUPERPHÉNIX: il consiste à mesurer, par comptage périodique le long de génératrices, le taux d’atténuation du flux neutronique émis par une source de neutrons rapides, induit par diffusion élastique et ralentisse- ment des neutrons au travers de l’hydrure de sodium. Ces mesures viennent compléter des estimations de taux de rem- plissage effectuées par bilan matière, en intégrant les sources de pollution mesurées.
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Réacteurs nucléaires à caloporteur gaz

Réacteurs nucléaires à caloporteur gaz

36 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHT La neutronique et les cycles Un RHT offre l’avantage de pouvoir accueillir une grande variété de mélanges de matières fissiles et fertiles, sans modi- fication notable de la conception du cœur. Cette souplesse résulte essentiellement du découplage entre les paramètres qui déterminent la géométrie de refroidissement et ceux qui caractérisent l’optimisation neutronique (concentration et répartition en noyaux lourds, ou rapport de modération). On peut, en effet, agir sur le taux de remplissage des particules enrobées dans la matrice de graphite qui constitue le combus- tible, sans pour autant modifier les dimensions des éléments combustibles (nombre et diamètre des trous de refroidisse- ment dans les blocs prismatiques, ou diamètre externe des boulets). On peut également faire varier la taille des noyaux ou même la proportion relative de différents types de parti- cules pouvant contenir des matières nucléaires différentes. Avec les RHT, on est également libre dans le choix de la répar- tition et de la concentration des matières fissiles et fertiles qui déterminent les deux paramètres neutroniques fondamentaux que sont le rapport de modération* et l’autoprotection*. D’autres raisons à caractère plus physique favorisent les facul- tés d’adaptation du RHT vis-à-vis du cycle du combustible par rapport à des réacteurs utilisant un modérateur sous forme liquide, comme les réacteurs à eau. On peut citer, à titre d’exemple, l’effet de vidange qui limite la teneur en plutonium dans les combustibles MOX* pour les réacteurs à eau et qui n’existe évidemment plus pour un réacteur modéré au gra- phite. À noter également une bien meilleure économie de neu- trons des RHT par rapport au REP, du fait de la réduction importante des captures stériles dans le modérateur (le gra- phite capture 100 fois moins de neutrons que l’eau), dans les matériaux de structure (pas de matériaux métalliques captu- rant les neutrons) et dans les produits de fission (car le spectre est plus dur, alors que les produits de fission capturent mieux les neutrons thermiques).
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Étude de la propagation, réémission et transmission des ondes de Lamb en vue du Contrôle Non Destructif de structures de réacteurs nucléaires immergées en sodium liquide

Étude de la propagation, réémission et transmission des ondes de Lamb en vue du Contrôle Non Destructif de structures de réacteurs nucléaires immergées en sodium liquide

I.1 CONTEXTE DE L’ÉTUDE I.1.1 Contexte nucléaire L’énergie nucléaire occupe une part prépondérante dans la répartition de production d’énergie en France (plus de 75% de l’électricité produite en 2016). Cette électricité est produite actuellement par la génération II des réacteurs nucléaires. La génération III est celle des réacteurs pressurisés européens (EPR) : il y en a quatre en construction (en Finlande, France et Chine), quatre autres qui seront construits en Angleterre, et six en cours de négociation en Inde. L’énergie produite par ces réacteurs est récupérée sous forme de chaleur par de l’eau sous pression (afin qu’elle reste à l’état liquide à plus de 100°C). Mais ce n’est pas l’unique technologie disponible, et chaque technologie a ses avantages et ses inconvénients. Ainsi treize pays se sont réunis lors du forum international GEN IV pour définir en 2001 une stratégie commune sur le développement de la prochaine génération de centrale nucléaire : la génération IV. Pour éviter les doublons et ainsi limiter les coûts, l’étude des différentes technologies a été répartie entre les pays participants. La France a hérité de la filière RNR-Na (Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au sodium liquide) (Gauché 2012). Le CEA, FRAMATOME et EDF sont donc en train de développer le démonstrateur industriel de la génération IV nommé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) dont le lancement est prévu pour l’horizon 2030.
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Étude de l'effet modérateur de sels sur la réaction sodium-eau, pour le "lavage" d'assemblages de combustible irradiés issus de réacteurs à caloporteur sodium

Étude de l'effet modérateur de sels sur la réaction sodium-eau, pour le "lavage" d'assemblages de combustible irradiés issus de réacteurs à caloporteur sodium

53 Le sodium est un matériau qui réagit avec le di oxygène de l’atmosphère. Même à température ambiante, il se recouvre rapidement d’un film passif d’oxyde de sodium. Pour ces raisons, on cherche à protéger le sodium de l’humidité de l’atmosphère qui est aussi un facteur de modification de l’état de surface du sodium. Le sodium est donc conservé en boîte à gants inertée (gaz inerte : argon) pour le conserver le plus propre possible. Le dispositif d’introduction du sodium est conçu de façon à ce que l’échantillon de sodium puisse être acheminé depuis la boîte à gants jusqu’au dispositif sans être en contact avec l’atmosphère. Ce système est représenté en Figure 16. Un creuset métallique fermé par une vanne étanche manuelle V6 est introduit en boîte à gants, vanne V6 ouverte, via un sas. L’intérieur du creuset est inerté via la procédure d’inertage du sas. La vanne étant alors ouverte, l’échantillon de sodium est introduit. Après fermeture de la vanne V6, le creuset est sorti et acheminé jusqu’au dispositif sur lequel il est fixé via un joint de type métal-métal. L’électrovanne V7 solidaire du dispositif, est ouverte pour permettre l’inertage du dispositif jusqu’à la vanne V6. Elle est ensuite fermée et V6 est ouverte manuellement.
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Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)

Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)

Cependant, la bonne lin´ earit´ e des droites d’´ etalonnage pr´ esent´ ees sur la figure 4.14 est un argument en faveur de la validit´ e des hypoth` eses de dissolution totale des ajouts dos´ es et d’homog´ en´ eit´ e du bain liquide au cours des acquisitions. Afin de s’assurer de la validit´ e de ces hypoth` eses grˆ ace aux analyses ICP-AES, deux options peuvent ˆ etre envisag´ ees : un syst` eme permettant de r´ ealiser une trempe du bain de sodium afin d’empˆ echer la migration lente des analytes dans l’´ echantillon, ou bien un syst` eme permettant la r´ ealisation de pr´ el` evement sur le bain liquide. Ces deux options n’ont pas pu ˆ etre mises en place sur le montage exp´ erimental pr´ esent´ e dans le chapitre 3. Par ailleurs, c’est la seconde option qui semble ˆ etre la moins complexe ` a mettre en pratique : il suffirait de placer le four ainsi que le syst` eme de chauffage et de r´ egulation de la pression, directement dans la boˆıte ` a gants (voir paragraphe 3.2.2). Dans une telle configuration, le four pourrait ˆ etre maintenu ouvert pour les acquisitions et les pr´ el` evements. Un syst` eme d’agitation du bain liquide (agitation magn´ etique ou agita- tion m´ ecanique) pourrait ´ egalement ˆ etre mis en place afin de s’assurer de l’homog´ en´ eit´ e de l’´ echantillon de sodium au cours des acquisitions LIBS.
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Les graphites pour les applications nucléaires

Les graphites pour les applications nucléaires

1 UN MATERIAU FONDAMENTAL DES REACTEURS NUCLEAIRES Un modérateur neutronique a deux fonctions : ralentir les neutrons de fission (2 MeV) vers leur énergie « thermique » (0,025 eV) avec la plus grande efficacité et éviter leur absorption. Le graphite est un bon modérateur à condition d’être suffisamment pur, c'est-à-dire contenir le moins d’impuretés ayant une grande section efficace d’absorption neutronique. Les graphites polycristallins artificiels de pureté nucléaire qui permettent l’utilisation d’uranium naturel comme combustible nucléaire sont donc des matériaux modérateurs et/ou de structure de choix dans de nombreuses filières (premières piles atomiques, réacteurs plutonigènes, réacteurs électrogènes à caloporteur CO 2 ou eau et réacteurs à haute température à caloporteur
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Conditionnement des déchets nucléaires

Conditionnement des déchets nucléaires

Comme nous avons vu précédemment, les USA ont, quant à eux, mis au point un procédé de traitement d’un combustible métallique en milieu chlorures fondus (mélange LiCl/KCl). Ce procédé est actuellement développé à l’échelle du pilote industriel aux USA, car il est retenu par ANL pour retraiter les combustibles usés du réacteur EBRII (réacteur à neutrons rapides et à caloporteur sodium). Comme pour le confinement des sels fluorés, un nouveau procédé de vitrification pourrait être envisagé. Toutefois, il apparaît que la solubilité du chlore dans les verres est fortement limitée, et c’est pourquoi d’autres matrices, de type céramique, doivent être développées. Le procédé étudié par ANL pour conditionner ces déchets salins consiste à réaliser le frittage réactif de zéolites aux- quelles ont été additionnés le sel contenant les produits de fission, ainsi qu’un liant vitreux. Le matériau obtenu est un composite verre/sodalite (cf encadré sur le composite verre- sodalite) qui contient quelques pourcents massiques de pro- duits de fission. Ces éléments radioactifs sont distribués selon leur nature chimique : alcalins et alcalino-terreux s’intègrent dans la phase vitreuse borosilicatée tandis que les lanthanides se trouvent sous la forme de cristaux distribués en périphérie des grains de sodalite. Le chlore est quant à lui intégré dans la sodalite.
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Combustibles nucléaires

Combustibles nucléaires

D’un point de vue plus opérationnel, on demande donc à la gaine une bonne transparence aux neutrons, une bonne conductivité thermique, une bonne résistance mécanique, même à haute température, une bonne étanchéité et une bonne résistance à la corrosion dans toutes les situations, y compris les situations accidentelles (jusqu’à la classe 4). L’assemblage combustible obéit lui aussi à un cahier des charges bien précis. Fonctionnellement, il doit maintenir les crayons en place pour garantir la géométrie du coeur et assu- rer son bon fonctionnement neutronique et thermohydraulique. D’un point de vue opérationnel, on lui demande d’empêcher les crayons de vibrer sous l’effet de l’écoulement turbulent du fluide caloporteur primaire. Il doit assurer ce maintien « en souplesse » pendant tout le temps du séjour du combustible en réacteur, y compris en situation incidentelle et accidentelle, par exemple lors d’un séisme, ou lors d’un échauffement intempestif de l’élément combustible lié soit à une excursion de réactivité, soit à une perte de réfrigérant primaire. Dans les réacteurs nucléaires de puissance à eau, le gainage des combustibles, mais également les éléments de structure de l’assemblage combustible (tube-guides et grilles, fig. 33), sont réalisés en alliages de zirconium. Les raisons principales qui ont conduit à ce choix résident dans la conjonction de plu- sieurs propriétés essentielles : une très faible absorption de neutrons thermiques, des propriétés mécaniques satisfai- santes, une bonne stabilité de celles-ci sous flux de neutrons et, enfin, une très bonne résistance à la corrosion par l’eau à haute température.
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Conséquences des interactions physico-chimiques résultantes de l'utilisation d'un matériau composite SiC/SiC dans un environnement caractéristique des réacteurs nucléaires du futur

Conséquences des interactions physico-chimiques résultantes de l'utilisation d'un matériau composite SiC/SiC dans un environnement caractéristique des réacteurs nucléaires du futur

16 I. Introduction Ce chapitre a pour premier objectif de présenter un état de l’art des caractéristiques du carbure de silicium (SiC) et des composites SiC/SiC qui permettent d’envisager leur utilisation en tant que matériaux de cœur (soumis aux effets d’irradiation) dans les réacteurs nucléaires du futur. Les propriétés physiques, thermodynamiques et physico-chimiques du SiC seront tout d’abord présentées afin de mettre en lumière leurs intérêts pour ce type d’applications. Ensuite, les diverses applications envisagées seront précisées (en fonction des températures et des doses d’irradiations mises en jeu) avec les problématiques scientifiques qu’elles engendrent et qui feront l’objet de la suite de ce chapitre et de ce mémoire. Les étapes de fabrication des composites SiC/SiC ainsi que leur comportement mécanique spécifique seront finalement présentés dans la première partie de la synthèse bibliographique. L’environnement direct ou indirect des composites SiC/SiC en tant que matériau de cœur pour les réacteurs nucléaires du futur pourrait être constitué de sodium (dans le cas d’un réacteur rapide refroidi au sodium) contenant plus ou moins d’impuretés (telles que, par exemple, l’oxygène) mais aussi de combustible oxyde (coté combustible). C’est pourquoi, dans la deuxième partie de ce chapitre, le comportement du SiC vis-à-vis d’un environnement oxydant (O 2 et
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Développement d’un modèle de transferts couplés pour l’aide à la conception et à la conduite des systèmes de purification du sodium des réacteurs à neutrons rapides

Développement d’un modèle de transferts couplés pour l’aide à la conception et à la conduite des systèmes de purification du sodium des réacteurs à neutrons rapides

3 Ainsi, le bon fonctionnement d’un réacteur à neutrons rapides nécessite de maîtriser la qualité de son fluide caloporteur, notamment en ce qui concerne les teneurs en oxygène et hydrogène. Des systèmes de purification du sodium, les pièges froids, ont été mis en place pour assurer le piégeage de ces impuretés selon un principe de cristallisation par refroidissement du sodium liquide. Ce mode de purification est fondé sur la diminution de la solubilité de ces composés avec l’abaissement de la température à une valeur presque nulle au voisinage du point de fusion du sodium, égale à 97,8°C. Cette cristallisation s’opère sur garnissage, laine d’acier tricotée. La cristallisation de l’hydrure de sodium peut s’effectuer également au contact des parois froides du piège, selon les conditions locales. La purification des impuretés se réalise en ligne via des circuits auxiliaires, dans lesquels est déviée une partie du fluide sodium circulant dans la cuve primaire et les circuits intermédiaires.
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Développement d’un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides

Développement d’un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides

Trois éléments de contexte actuel viennent illustrer l’intérêt de cette étude. Premièrement, la filière des réacteurs à neutrons rapides est susceptible de répondre favorablement aux critères majeurs du forum international Génération IV : la sûreté et le développement durable. Ces points forts basés sur un cycle du combustible fermé grâce à des réacteurs iso-générateurs et la possibilité de réduire la masse de déchets nucléaires de haute activité à vie longue en les transmutant en font un concept retenu pour des études approfondies. Ces raisons ainsi que l’accumulation d’expérience, lui font bénéficier, en particulier en France, d’un fort regain d’intérêt. C’est pourquoi la France a décidé de s’investir dans le projet ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), un réacteur prototype d’une puissance estimée de 600 MWe dont la construction pourrait être décidée en 2017. Les laboratoires de recherche et développement du CEA doivent réaliser la conception de ce nouveau réacteur avec comme problématique majeure la sûreté dont la puissance résiduelle fait partie intégrante.
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Etudes des contre-réactions dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium : impact de la conception et de la neutronique sur les incertitudes

Etudes des contre-réactions dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium : impact de la conception et de la neutronique sur les incertitudes

A. Les réacteurs à neutrons rapides 1. La neutronique des réacteurs à neutrons rapides Pourquoi utiliser des neutrons rapides ? La capacité des réacteurs à neutrons rapides (RNR) à produire autant de matières fissiles qu’ils en consomment voire à en produire d’avantage est la première spécificité des RNR qui a motivé l’étude de cette filière. En effet, dans un contexte où la consommation énergétique mondiale devrait augmenter de 56 % entre 2010 et 2040 [EDF14] en raison des effets combinés de la croissance des pays émergents et de l’augmentation de la population mondiale, il apparaît de plus en plus indispensable de disposer de sources d’énergie à la fois compétitive et à faible émission de carbone mais également permettant de garantir une indépendance énergétique et une sécurité d’approvisionnement. Face à ces enjeux, les RNR offrent la possibilité de « brûler » tout type d’uranium, y compris l’uranium appauvri et celui du retraitement issu du combustible usé sorti des centrales actuelles mais également de valoriser le plutonium. En France, les stocks disponibles en uranium appauvri [CEA14] [OEC07] ainsi que le plutonium issu de la filière à eau légère permettraient de fonctionner pendant plusieurs milliers d’années sans utiliser d’uranium naturel.
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Homogénéisation de modèles de transferts thermiques et radiatifs : Application au coeur des réacteurs à caloporteur gaz.

Homogénéisation de modèles de transferts thermiques et radiatifs : Application au coeur des réacteurs à caloporteur gaz.

Bien que pouvant servir de manière générale pour d’autres applications impliquant le trans- fert d’énergie par conduction et/ou par rayonnement, ce travail a pour berceau une série d’études menées au niveau international en vue de la conception et de la validation d’une nou- velle génération de réacteurs nucléaires, la génération IV. Le projet GIF (Generation IV Interna- tional Forum) lancé en 2000 par le Département américain de l’Énergie (DOE) regroupe aujour- d’hui onze pays : États-Unis, Afrique du Sud, Argentine, Brésil, Canada, Corée du Sud, France, Japon, Royaume Uni, Suisse et la communauté des États signataires du traité Euratom. Ces pays coopèrent au développement de nouveaux systèmes nucléaires. Le but étant que la génération future permette de grandes avancées en matière de compétitivité économique, de sûreté, d’éco- nomie des ressources en uranium, et de moindre production de déchets radioactifs à vie longue. Ce projet vise une maturité technique pour 2030. La première phase des travaux (Octobre 2002) a abouti à la sélection de six systèmes nucléaires dont le HTR (High Temperature Reactor) qui s’inscrit dans la filiale RCG (Réacteur à Caloporteur Gaz). Le CEA (Commissariat à l’Energie Ato- mique) est partenaire de l’effort R&D mené dans ce cadre.
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Armes nucléaires, puissances nucléaires, course aux armements, maîtrise des armements, désarmement : les lignes bougent !

Armes nucléaires, puissances nucléaires, course aux armements, maîtrise des armements, désarmement : les lignes bougent !

La norme de la non-prolifération nucléaire est d’origine conventionnelle. Elle repose sur le TNP. En principe, les Etats souverains, sont libres d’y adhérer ou pas et d’en sortir s’ils le jugent nécessaire. En réalité, la situation est très différente. Même si un Etat n’est toujours pas partie au TNP, il est néanmoins contraint par la norme qui a acquis une portée générale, objective, à cause du nombre très élevé des parties au traité dont on dit qu’il est le « socle », la « pierre angulaire » du désarmement, et de la manière dont la communauté internationale traite la prolifération nucléaire. Si l’Etat est partie au traité, le retrait n’est plus admis. Le retrait du TNP et plus largement l’accès à l’arme nucléaire ont été élevés au rang de véritables interdits, dont les Cinq et le Conseil de sécurité se sont faits les garants. Dans nombre de cas, chercher à accéder à l’arme nucléaire serait aussi en contradiction avec la participation à un traité établissant une zone exempte d’armes nucléaires, dont il faudrait se dégager. L’entreprise consistant à transformer le virtuel en réalité est dans ces conditions très redoutable ; la tenter expose à des sanctions, voire à subir l’usage de la force. Cela signifie qu’il faut avoir, pour essayer de le faire, un besoin majeur et durable, une raison extrêmement forte. Or ce besoin est longtemps resté très faible parce que les puissances nucléaires virtuelles, les Etats les plus à même de franchir rapidement le pas, étaient membres d’alliances offrant une garantie nucléaire (Corée du Sud, Japon, Européens de l’OTAN) ou en bénéficiaient par extension (Suède, Finlande par exemple).
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Le traité d’interdiction des armes nucléaires

Le traité d’interdiction des armes nucléaires

toute clause d’assistance et de sécurité impliquant l’emploi d’armes nucléaires. C’est précisément cette disposition qui a suscité la réaction de Washington le 17 octobre 2016 mettant en garde ses alliés contre un traité qui « pourrai[t] avoir un impact direct sur la capacité des États-Unis à respecter leur engagement de dissuasion élargie sur les membres de l'OTAN (et les alliés d’Asie et du Pacifique) » ainsi que « sur celles des autres États dotés d'armes nucléaires ». Cela « pourrait rendre impossible la planification nucléaire, la formation nucléaire, le transit lié aux armes nucléaires dans l'espace aérien comme sur les mers territoriales ». À ce propos,
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Contrôle de réacteurs de polymérisation, Observateur et Invariance

Contrôle de réacteurs de polymérisation, Observateur et Invariance

THESE pour obtenir le grade de Docteur de l’Ecole des Mines de Paris Spécialité “Mathématiques et Automatique” présentée et soutenue publiquement par Nasradine AGHANNAN le 13 novembre 20[r]

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Effet de réacteurs acidogènes sur la capacité de réacteurs UASB de valoriser des effluents de fromagerie contenant des huiles et graisses

Effet de réacteurs acidogènes sur la capacité de réacteurs UASB de valoriser des effluents de fromagerie contenant des huiles et graisses

de rétention des boues (TRB) plus important que le TRH. Pour ce faire, la concentration de la biomasse anaérobie des réacteurs à haute capacité est augmentée par décantation de granules, par biofilm fixe ou non fixe ou par recirculation (Iza et al., 1991). Un de ces réacteurs anaérobies à haute capacité est le réacteur UASB qui exploite des boues granulaires afin d’augmenter le TRB sans nécessiter de décantation ou de recirculation de la biomasse. Celui-ci est donc un réacteur biologique et un décanteur tout-en-un. La biomasse n’utilise pas de média pour former les granules qui sont de 1 à 2 mm de diamètre (Metcalf & Eddy, AECOM, 2014). Une concentration maximale de H&G de 3 à 5 g DCO/L est recommandée (Vidal et al., 2000). Lettinga et al. (1991) recommandent une CO maximale de 6 g DCO L -1 d -1 pour un affluent avec des matières en suspension (MES). Les réacteurs UASB sont parfaitement adaptés pour le traitement des eaux usées de petites fromageries qui ont une concentration de 20 à 35 g DCO/L ayant environ 10 % de la DCO en DCO particulaire (X DCO ).
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États, échanges nucléaires et prolifération : de l'importation à l'exportation de matières et technologies nucléaires militaires

États, échanges nucléaires et prolifération : de l'importation à l'exportation de matières et technologies nucléaires militaires

47 » 57 . Des choix méthodologiques qui ont été vivement critiqués, autant par Montgomery et Sagan (2009) que par Müller et Schmidt (2010) et Bleek (2010). Dans leurs critiques de l’opérationnalisation de la variable « statut nucléaire » des États par Jo et Gartzke (2007), Müller et Schmidt (2010) évoquent, à la suite de Levite (2002/2003), cinq problèmes : 1) le secret entourant les activités nucléaires, 2) les activités nucléaires ne commencent pas nécessairement au niveau des hauts dirigeants mais peuvent être initiées par des hauts gradés militaires, des experts nucléaires et des bureaucrates, 3) le comportement des hauts dirigeants à l’égard des activités nucléaires est souvent plus permissif que déterminant, 4) les activités significatives peuvent être entreprises dès l’initiation de l’aventure nucléaire plutôt qu’au stade de la poursuite déterminée du programme nucléaire comme le prouvent les cas suédois et argentin, 5) l’ambigüité nucléaire convient fréquemment mieux aux besoins politiques et psychologiques des dirigeants qu’une décision claire. Elle a même l’avantage de satisfaire autant les promoteurs que les opposants de l’option nucléaire: les deuxièmes peuvent se faire dire qu’aucune décision en faveur des armes nucléaires n’a été prise alors que les premiers peuvent entretenir l’espoir que leurs activités nucléaires auront toujours cours. De plus, il existe plusieurs méthodes de prolifération : les États peuvent essayer d’acheter la bombe (l’Australie sous le Premier ministre Robert Menzies), ils peuvent essayer de la fabriquer avec l’aide d’un partenaire plus avancé (l’Allemagne et l’Italie en 1957-1958), ils peuvent essayer de démarrer leurs programmes nucléaires en achetant la technologie, l’expertise et les matériels à l’étranger (Iran, Irak), se lancer dans l’aventure nucléaire sans stratégie définie (Libye), avec de nombreuses diversions (Nigéria), ou à un niveau très élevé de sophistication (Égypte).
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CONTRIBUTION A L'ETUDE DE LA TRANSMISSION DES ULTRASONS A UNE INTERFACE SOLIDE - GAZ - LIQUIDE. Application au contrôle non destructif des réacteurs de quatrième génération refroidis par du sodium liquide

CONTRIBUTION A L'ETUDE DE LA TRANSMISSION DES ULTRASONS A UNE INTERFACE SOLIDE - GAZ - LIQUIDE. Application au contrôle non destructif des réacteurs de quatrième génération refroidis par du sodium liquide

Dans le premier chapitre, une étude bibliographique est menée pour déterminer les mécanismes à l'origine du piégeage des poches de gaz à l'interface entre le sodium liquide et l'acier austénitique. Les différents facteurs contrôlant le mouillage de l'acier inoxydable austénitique par le sodium sont ensuite identifiés. L'expérimentation en sodium, dans des conditions représentatives de celles du réacteur, nécessite de disposer d'installations expérimentales élaborées, avec des durées de mise en œuvre et des contraintes réglementaires d'exploitation incompatibles avec les besoins, la réactivité nécessaire et le planning d'une thèse. C'est pour cette raison qu'un système non-mouillant équivalent a été utilisé. Il s'agit du silicium hydrophobe – eau, le silicium offrant la possibilité de modeler sa rugosité par des procédés spécifiques. Lorsque cette surface rugueuse est mise en contact avec de l'eau, la fraction surfacique de gaz piégé est ainsi connue. Plusieurs échantillons avec des rugosités contrôlées ont été réalisés pour ce travail de thèse.
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LIBS et chimiométrie pour les applications nucléaires

LIBS et chimiométrie pour les applications nucléaires

Dans le domaine nucléaire on a affaire à des échantillons complexes sur le plan physico-chimique, et pour lesquels les matériaux de référence ne sont pas toujours disponibles. Les appr[r]

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