Les déchets de la fission nucléaire
le combustible : oxyde d'uranium UO2 enrichi à 35% en 235U
223 20 Un produit de fission agissant comme poison : le xénon De
De nombreux produits de fission absorbent des neutrons. La plupart De l'iode 135 est produit dans 63 % des fissions d'uranium 235.
Physique Générale B
l'uranium-235 est considérablement supérieure à celle des produits de fission. lui est fissile : un isotope qui produit un autre isotope fissile après ...
Le cycle du combustible nucléaire 7 >Le cycle du combustible
5 > L'énergie nucléaire : fusion et fission pression un kilo d'uranium produit 10 000 fois ... effet
Le combustible nucléaire
Les plus récents étant placés à l'extérieur. Uranium 235. Produits de fission. Cuve du cœur du réacteur. Assemblage. Barres de contrôle.
La gestion des déchets de lénergie nucléaire
comme matière fissile du plutonium 239 ainsi que de l'uranium 235 ou de l'uranium 233. Les déchets radioactifs sous-produits du processus de fission
Etude du comportement des produits de fission dans un combustible
Les neutrons produits lors de la fission poss`edent une énergie élevée (? 2 MeV) (ils sont rapides). La probabilité de fission de l'uranium 235 étant plus
7 La fission
Une seule fission ne produit pas beaucoup d'énergie mais un gramme d'uranium naturel contient 1
Irradiation du fer À 20 K par les neutrons rapideset par les produits
et par les produits de fission de l'uranium 235. Par. A. DUNLOP N. LORENZELLI et J. C. JOUSSET. L'irradiation du fer B 20 K par des neutrons de fission et
Chapitre 5 Le développement de lénergie nucléaire utilisant la
10 juil. 2014 figure 5.2) capables à leur tour de produire des fissions d'autres noyaux d'uranium 235. Les produits de fission sont
FISSION NEUTRON SPECTRA OF URANIUM-235
FISSION NEUTRON SPECTRA OF URANIUM-235 1 Work accomplished Modern measurements of the differential spectrum together with uncertainties were collected for 12 different experiments by Kornilov and Staples The experiments span an incident neutron energy range of thermal to 5 0 MeV which means that no experimental measurements used to
COMPRENDRE L’ÉNERGIE
L'acquisition bipararaétrique du spectre de la somme des énergies des deux fragments et du spectre de temps de vol des neutrons provoquant la fission a permis d'effectuer une correction précise du bruit de fond Ainsi le spectre obtenu pour l'uranium 235 est présenté sur la figure 7 3°) Résultats préliminaires et discussion *yL 9^S
MESURE DE LA SECTION EFFICACE DE FISSION DE L'URANIUM - 235
235 La section efficace de fission de l'U par des neutrons a été mesurée par la méthode du temps de vol dans la gamme d'éner-gie comprise entre 4 ev et 20 Kev en utilisant l'accélérateur linéaire à électrons de Saclay comme source de neutrons puisée Cette mesure a déjà été décrite à la Conférence de Genève de 1958^
Premier exercice (7 points) Fission nucléaire - CRDP
Dans une centrale nucléaire est réalisée la production de l'énergie électrique Cette centrale utilise la chaleur libérée par des réactions de fission de l'uranium 235 pour transformer l'eau en vapeur La pression de la vapeur permet de faire tourner à grande vitesse une turbine qui entraîne un alternateur
Activité - Fission & Fusion
1- Calculer en utilisant les lois de conservation le nombre de neutrons que produit la fission de l’uranium 235 par l’absorption d’un neutron (les produits de fission sont le krypton 92 et du baryum 141) et compléter le bilan de la transformation nucléaire de la fission de l’uranium 235 :
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c Sous l'impact d'un neutron créé lors de la réaction entre une particule ? et un noyau de béryllium 9 une fission de l'uranium 235 produit les noyaux Z' 144 La et 35 88 Br Elle produit aussi k neutrons Ecrire l'équation de cette réaction nucléaire En déduire les valeurs de Z' et k d
Comment fonctionne la fission de l’uranium?
On utilise l’uranium, qui dégage une chaleur très importante lors de la fission de ses atomes. On se sert de cette chaleur pour chauffer l’eau, et créer la vapeur qui fera tourner la turbine, puis l’alternateur, afin de produire l’électricité.
Quelle est la durée de vie de l'uranium 235?
Pour l' uranium 235, la proportion de neutrons capturés est d'environ 16 % pour des neutrons thermiques (ou neutrons lents) ; 9,1 % pour des neutrons rapides. Dans le cas de la fission induite, la durée de vie moyenne du noyau composé est de l'ordre de 10 ?14 s.
Quelle est la puissance de la fission de tous les atomes d'uranium 235?
Or : Donc la fission de tous les atomes d'uranium 235 présents dans 1 g d'uranium naturel peut produire 158,5 kWh . Ces résultats restent exacts au 1er ordre avec les autres gros atomes fissiles présents ou formés dans les réacteurs de puissance tels que le plutonium 239 mis en œuvre notamment par exemple dans le combustible MOX.
Qui a inventé l’uranium 235 ?
Au début de l’année 1941, en Angleterre, Otto Frisch et Rudolf Peierls démontrent, par le calcul, qu’une très faible quantité d’uranium 235 pouvait provoquer une explosion équivalente à plusieurs milliers de tonnes de TNT (trinitrotoluène, explosif chimique jusqu’alors le plus puissant).
ORSAYN°d"ordre : 9107
UNIVERSIT
´E PARIS XI
U.F.R. Scientifique d"Orsay
TH `ESEPr´esent´ee pour obtenir le grade de
DOCTEUR EN SCIENCES DE L"UNIVERSITE DE PARIS-XI
Sp´ecialit´e : Chimie-Radiochimie
´Ecole Doctorale Rayonnements et Environnement
E.D. num´ero 421
ParFlorence GUPTA
Etude du comportement du produit de fission
c´esium dans le dioxyde d"uranium par m´ethode ab initio Soutenue le 19 septembre 2008 devant la commission d"examen : Eric SIMONI Professeur Universit´e, Paris XI Pr´esident Fran¸cois JOLLET Ing´enieur, Docteur (HDR) CEA Rapporteur Joseph MORILLO Professeur Universit´e, Toulouse Rapporteur Sven VAN DEN BERGHE Docteur SCK-CEN, Mol, Belgique Examinateur Alain PASTUREL Directeur de Recherches, CNRS Directeur de th`ese Guillaume BRILLANT Ing´enieur, Docteur IRSN, Cadarache EncadrantRemerciements
Ce travail de th`ese a ´et´e r´ealis´e `a l"Institut de Radioprotection et de Sˆuret´e Nucl´eaire.
Je tiens `a remercier Monsieur Richard Gonzalez, chef du Service d"´Etude et de Mod´elisation du corium et du Confinement ainsi que Monsieur Patrice Giordano, directeur du Laboratoired"´Etudes du corium et du Transfert des Radio´el´ements, de m"avoir accueillie respectivement
dans leur service et laboratoire sur un sujet nouveau. J"exprime ma reconnaissance Monsieur Joseph Morillo et `a Monsieur Fran¸cois Jollet pourl"int´erˆet qu"ils ont port´e `a ce travail en acceptant d"en ˆetre les rapporteurs, ainsi que pour leurs
remarques qui m"ont permis d"am´eliorer ce manuscrit. Je tiens ´egalement `a remercier Monsieur Eric Simoni et Monsieur Van den Berghe dem"avoir fait l"honneur de faire partie de mon jury de th`ese enquamit´e de pr´esident et d"exami-
nateur, respectivement. Je remercie vivement Monsieur Alain Pasturel d"avoir accept´ede diriger ma th`ese malgr´el"´eloignement g´eographique. Sa grande exp´erience scientifique dans le domaine des m´ethodes
ab initio a permis la r´ealisation de ce travail. J"ai particuli`erement appr´eci´e qu"il accepte mes
propositions d"orientation en derni`ere ann´ee vers l"´etude ab initio des phases solides lorsqu"il
s"est av´er´e que la partie exp´erimentale pr´evue ne pourrait pas ˆetre r´ealis´ee, et ce pour des
raisons hors de notre contrˆole. Je remercie Guillaume Brillant d"avoir accept´e d"ˆetre tuteur de cette th`ese, et d"avoir mis en place les moyens informatiques n´ecessaires pour la r´ealisation de cette th`ese. Je tiens `a remercier tr`es chaleureusement Monsieur Roland Dubourg qui a bien voulu m"enseigner une partie de ses grandes connaissances sur les ph´enom`enes complexes concernantle combustible irradi´e et le comportement des produits de fission, pour l"int´erˆet qu"il a port´e `a
mon travail, pour ses conseils avis´es, ainsi que pour le temps pass´e `a r´epondre `a mes questions
et aussi pour ses encouragements scientifiques (et sportifs!). Je voudrais ´egalement exprimer ma profonde gratitude `a Monsieur Marc Barrachin(l"autre Gifois du laboratoire!), pour sa disponibilit´e `a r´epondre `a mes questions, pour ses
conseils et sa contribution `a ma formation scientifique au sein du laboratoire. Je remercie Fabienne Ribeiro pour ses conseils scientifiques dans le domaine des calculs ab initio et pour avoir pris le temps d"assister `a mes r´eunionsd"avancement de th`ese. Je la mermercie ´egalement pour ses conseils personnels. Je remercie Martin Kissane qui a toujours pris soin de me tenir inform´ee des s´eminaires et conf´erences internationales dans mon domaine de recherche. iiTable des mati`eres
Je remercie Gr´egory Nicaise d"avoir pris le temps d"assister `a ma soutenance de th`esebien que la date n"ait pas ´et´e id´eale pour lui! Ses articles et notes techniques ont ´et´e pour moi
tr`es enrichissantes pour situer le sujet de th`ese dans le contexte exp´erimental. Je remercie Sandrine, post-doctorante pendant deux ans au laboratoire pour son dyna- misme hors du commun, sa gentillesse, et son soutien! Je remercie Christian avec qui j"ai partag´e mon bureau pendant trois ans. Je remercie tous les membres du laboratoire pour leur bonne humeur et leur sympatie,Nathalie, Fr´ed´eric, Katia, Christophe ainsi que Alain et Sophie de l"´equipe CS. Je remercie
Marie-Claire, Caroline et La
¨etitia, les secr´etaires pour leur efficacit´e et leur bonne humeur. Je remercie toutes les personnes du bˆatiment 702 de Cadarache qui ont contribu´e `a rendremon passage agr´eable. Je pense plus particuli`erement `a S´ebastien qui va bientˆot soutenir sa
th`ese. Et enfin, je remercie mes proches et mes amis, Yoann, Pierre-Guy iii Table des mati`eresQuelques abr´eviations et notationsixIntroduction1
I Contexte de l"´etude5
I-1 Principales caract´eristiques des REP en fonctionnement nominal et accidentel . 6 I-1.1 Principe de fonctionnement d"un r´eacteur `a eau sous pression . . . . . . 7 I-1.2 Les accidents de r´eacteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . 81.2.1 Les diff´erents types d"accidents . . . . . . . . . . . . . . . . .. 8
1.2.2 Description d"un Accident de Perte de R´efrig´erant Primaire . . 9
I-2 Comportement du combustible sous irradiation . . . . . . . . . .. . . . . . . . 10 I-2.1 ´Evolution de la g´eom´etrie des crayons . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 10 I-2.2 Les d´efauts d"irradiation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 122.2.1 Aspects cristallographiques de UO
2. . . . . . . . . . . . . . . . 12
2.2.2 ´Evolution des d´efauts au cours du temps en irradiation . . . .. 17 I-2.3 Oxydation du combustible . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 19 I-2.4 Cr´eation des produits de fission . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 212.4.1 Distribution des produits de fission . . . . . . . . . . . . . . . . 22
2.4.2 Relˆachement de produits de fission . . . . . . . . . . . . . . . . 23
2.4.3 Physico-chimie des produits de fission . . . . . . . . . . . . . . 24
I-3 Comportement du combustible en situation accidentelle . .. . . . . . . . . . . . 29 I-3.1 Les essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 293.1.1 Dispositif et protocole exp´erimental . . . . . . . . . . . . . .. . 30
3.1.2 R´esultats des essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31
I-3.2 Les essais PHEBUS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34 I-4 Motivation de cette ´etude . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 36 I-4.1 Objectifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36 I-4.2 Choix de la m´ethode . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .37 ivTable des mati`eres
II M´ethodologie39
II-1 M´ethodes ab initio d"´etude de la structure ´electronique . . . . . . . . . . . . . . 40
II-1.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 40II-1.2
´Equation de Schr¨odinger . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40 II-1.3 Approximation de Born-Oppenheimer . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 41 II-1.4 Th´eorie de la Fonctionnelle de la Densit´e . . . . . . . . .. . . . . . . . . 42 II-1.5 Approximations du terme d"´echange et corr´elationExc[ρ(?r)] . . . . . . . 431.5.1 Approximation Locale de la Densit´e (LDA) . . . . . . . . . . . 43
1.5.2 Approximation du Gradient G´en´eralis´e (GGA) . . . . . . .. . 44
1.5.3 Approximations LSDA et GGA avec polarisation de spin (SGGA) 45
1.5.4 Approximation LDA+U et GGA+U . . . . . . . . . . . . . . . 45
II-1.6 Potentiels p´eriodiques et fonctions de Bloch . . . . .. . . . . . . . . . . 46 II-1.7 Les pseudopotentiels . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 481.7.1 Les fondements . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
1.7.2 Exemples de pseudopotentiels . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
II-1.8 Description succincte du code de calcul VASP . . . . . . . . . .. . . . . 53 II-2 Mod`ele des d´efauts ponctuels (PDM) . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . 56 II-2.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 56II-2.2
´Energie libre de formation des d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 57 II-2.3 D´efauts extrins`eques (r´egime ouvert) . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . 57 II-2.4 D´efauts intrins`eques (r´egime ferm´e) . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . 592.4.1 D´efauts compos´es en interaction . . . . . . . . . . . . . . . .. 59
2.4.2 Mod`ele des d´efauts ponctuels (d´efauts isol´es) . . . .. . . . . . 59
II-2.5 Concentrations de d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 602.5.1 D´efinition de la concentration de d´efauts . . . . . . . . .. . . . 60
2.5.2 ´Equations de formation de d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . . 602.5.3 D´etermination des concentrations de d´efauts simples par des
approximations pour chaque domaine de stoechiom´etrie . . . . .612.5.4 D´etermination des concentration de d´efauts simplespar r´esolu-
tion d"un polynˆome de degr´e 3 en [VO] . . . . . . . . . . . . . . 652.5.5 Les limites du mod`ele PDM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66
II-3 M´ethode NEB (Nudged Elastic Band Method) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68 II-3.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 68 II-3.2 Principe de la m´ethode NEB . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 69 II-3.3 R´esolution du probl`eme . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 70 vTable des mati`eres
IIILe dioxyde d"uranium : d´efauts ponctuels, diffusion 73 III-1 Le dioxyde d"uranium sans d´efaut . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . 74III-1.1 Description g´en´erale et ´etudes ant´erieures . . .. . . . . . . . . . . . . . 75
1.1.1 Structure, propri´et´es de coh´esion, de conductivit´e ´electrique, et
propri´et´es magn´etiques de UO2. . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
1.1.2 ´Etudes ab initio ant´erieures . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78 III-1.2 R´esultats de la pr´esente ´etude . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . 80 III-1.3 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .85 III-2 Les d´efauts de structure du dioxyde d"uranium . . . . . . .. . . . . . . . . . . . 86 III-2.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 86 III-2.2 Les ´energies de formation de d´efauts . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . 862.2.1 D´efauts ponctuels isol´es . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87
2.2.2 ´Evolution des d´efauts avec la stoechiom´etrie et la temp´erature . 90 2.2.3 ´Etude des interactions entre d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . 95 III-2.3 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .97III-3 Auto-diffusion de l"oxyg`ene dans UO
2. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
III-3.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 98 III-3.2 M´ethode . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .99 III-3.3 Calcul des ´energies de migration de l"oxyg`ene . . .. . . . . . . . . . . . 1003.3.1 M´ecanisme de diffusion lacunaire . . . . . . . . . . . . . . . . . 100
3.3.2 M´ecanisme de diffusion via les sites interstitiels . . . . . .. . . 103
3.3.3 Comparaison de nos r´esultats aux ´etudes th´eoriques et exp´eri-
mentales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104 III-3.4 Les ´energies d"Arrh´enius de migration de l"oxyg`ene . . . . . . . . . . . . 106 III-3.5 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .110 III-4 Auto-diffusion de l"uranium . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 111 III-4.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 111 III-4.2 M´ethode . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .112III-4.3
´Energie de migration de l"uranium via un m´ecanisme lacunaire . . . . . . 113 III-4.4 Les ´energies d"Arrh´enius de migration de l"uranium . . . . . . . . . . . . 115 III-4.5 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .116 III-5 Conclusion du Chapitre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . 117 viTable des mati`eres
IV Produits de fission-Interd´ependance Cs/Mo 118 IV-1 Insertion et solubilit´e du c´esium et du molybd`ene dans ledioxyde d"uranium . . 119IV-1.1 Insertion du c´esium dans UO
2±x. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 119
1.1.1 ´Energies d"incorporation du c´esium dans UO2. . . . . . . . . . 119 1.1.2 ´Energies de solubilisation du c´esium dans UO2±x. . . . . . . . 122IV-1.2 Insertion du molybd`ene dans UO
2±x. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 128
IV-2 ´Etude de la formation de phases solides de c´esium dans UO2. . . . . . . . . . . 130 IV-2.1 Oxydes simples de c´esium et de molybd`ene dans le dioxyde d"uranium . . 1312.1.1 Formation de phases solides d"oxydes de c´esium et de molybd`ene131
2.1.2 Solubilisation des phases solides des oxydes de c´esium etde
molybd`ene . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133 IV-2.2 Phases ternaires solides de c´esium . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . 1362.2.1 Formation des phases ternaires solides de c´esium . . . . . .. . 136
2.2.2 ´Etude de la solubilit´e des phases ternaires de c´esium dans UO2±x1362.2.3 Stabilit´e relative des phases solides de c´esium . . . . . .. . . . 139
IV-3 Diffusion du c´esium dans le dioxyde d"uranium . . . . . . . . . . .. . . . . . . . 143 IV-3.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .143IV-3.2
´Energies de migration du c´esium dans le dioxyde d"uranium . .. . . . . 143 IV-4 Conclusion du Chapitre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 147Conclusion149
Bibliographie153
Liste des figures168
Liste des tableaux173
Annexes176
A Essais VERCORS176
A-1 Dispositif exp´erimental des essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 176 A-1.1 L"´echantillon combustible . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 176 A-1.2 Dispositifs exp´erimentaux des essais VERCORS . . . . . . . . . . .. . . 177 A-2 Grille exp´erimentale des essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 178 A-3 Cin´etiques de relˆachement des essais VERCORS . . . . . . . . . . .. . . . . . . 181 viiTable des mati`eres
B Phases solides de c´esium184
B-1 Phases solides oxydes de c´esium et de molybd`ene . . . . . . . . .. . . . . . . . 184B-1.1 Oxydes simples de c´esium Cs
2O, Cs2O2et CsO2. . . . . . . . . . . . . . 184
1.1.1 Structures cristallographiques . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 184
1.1.2 Structures ´electroniques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .186
B-1.2 Oxydes simples de molybd`ene MoO
2et MoO3. . . . . . . . . . . . . . . 188
1.2.1 Structures cristallographiques . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 188
1.2.2 Structures ´electroniques . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .189
B-2 Oxydes ternaires de c´esium . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 191B-2.1 Cs
2UO4. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 191
2.1.1 Structure cristallographique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .191
2.1.2 Structure ´electronique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 191
B-2.2 Cs
2MoO4. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 192
2.2.1 Structure cristallographique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .192
2.2.2 Structure ´electronique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 192
B-2.3 Cs
2ZrO3. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 193
2.3.1 Structure cristallographique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .193
2.3.2 Structure ´electronique . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 195
viiiQuelques abr´eviations et notations
APRP : Accident de Perte de R´efrig´erent PrimaireBIS : Bremsstrahlung Isochromat Spectroscopy
BV : Bande de valence
CANDU : CANada Deuterium Uranium
c.c. : Cubique centr´e c.f.c. : Cubique `a Faces Centr´ees CI-NEB : Climbing Image Nudged Elastic Band MethodDFT : Density Functional Theory
DFT+U: Density Functional Theory avec correction de HubbardUDRX : Diffraction de Rayons X
EAS : Syst`eme d"aspersion dans l"enceinte
EPMA : Electron Probe Micro Analysis
FPLAPW : Full Potential Linear Augmented Plane WaveGCR : Gas Cooled Reactor
GGA : Generalized Gradient Approximation
GGA+U: Generalized Gradient Approximation avec correction de HubbardUIPG : Interaction Pastille-Gaine
LAPW : Linear Augmented Plane Wave
LDA : Local Density Approximation
LDA+U: Local Density Approximation avec correction de HubbardULSDA : Local Spin Density Approximation
MEP : Minimum Energy Path
MET : Microscope Electronique `a Transmission
MFPR : Module For Fission Product Release
MOX : Mixed oxides
NEB : Nudged Elastic Band Method
OPW : Orthogonalized Plane Waves
PAW : Projetor Augmented Wave
PBE : Fonctionnelle d"´echange et corr´elation de Perdew, Burke et Ernzerhof ixQuelques abr´eviations et notations
PDM : Point Defect Model
PF: Produit de fission
RBMK : Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy
(r´eacteur de puissance `a tubes de force)REB : R´eacteur `a Eau Bouillante
REP : R´eacteur `a Eau sous Pression
RIA : Reactivity Initiated Accident
RNR : R´eacteur `a Neutrons Rapides
RMN : R´esonance Magn´etique Nucl´eaire
RIS : Syst`eme d"injection de s´ecurit´e
RX : Rayons X
SGGA : Spin polarized Generalized Gradient ApproximationSIMS : Secondary Ion Mass Spectroscopy
TC : Taux de Combustion
TS : Terme Source
UNGG : Uranium Naturel Graphite Gaz
VASP : ViennaAb initioSimulation Package
VERCORS : V´erification Exp´erimentale du Relˆachement d"un COeur de R´eacteur lors d"un accident S´ev`ereXANES : X-ray Absorption Near Edge Structure
(Spectroscopie d"absorption de rayons X pr`es du seuil)T: Temp´erature absolue
T f: Temp´erature de fusion pO2: Pression partielle d"oxyg`ene
P ◦: Pression de r´ef´erenceΔGO2: Potentiel d"oxyg`ene
R: Constante des gaz parfaits
x:´Ecart `a la stoechiom´etrie T1/2: P´eriode d"un isotope radioactif
spin: Moment magn´etique de spin EF:´Energie de Fermi
a eq: Param`etre de maille `a l"´equilibre V eq: Volume `a l"´equilibreB: Module d"incompressibilit´e
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