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REACTEUR FLUX NEUTRONIQUE ELEVE [3 fiches]

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Fiche 1 2011-09-21

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
CONT

The transport theory calculations were again performed using the TGV/VARIANT variational nodal method with an order P3 angular expansion of the flux and a P0 scattering approximation. Global reactor integrated transport theory results are based on direct k-effective difference.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
CONT

Approximation de la diffusion. L'équation de transport peut être résolue dans sa forme originale, mais au prix d’un temps de calcul élevé. La simulation d’un réacteur nucléaire complet est donc généralement effectuée à l'aide du formalisme de la diffusion. Concrètement, l'approximation de la diffusion consiste à éliminer la dépendance angulaire du flux neutronique en effectuant un développement limité du flux neutronique en harmoniques sphériques.

Espagnol

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Fiche 2 - données d’organisme externe 2005-08-24

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

During normal, long-term operation, the exposure of the fuel to neutrons varies from place to place in the reactor. The fuelling engineer selects fuel replacement times and places to even out the availability of neutrons across the core. This is known as neutron flux flattening. The oldest fuel, which absorbs many neutrons uselessly, is left longer in areas of the core where the neutron flux tends to be high. Fresh fuel, which gives a higher rate of fission per neutron, is inserted into regions where the neutron flux is lower.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Combustible appauvri et aplanissement du flux neutronique. [...] En cours de fonctionnement normal, sur une longue période, l'exposition du combustible aux neutrons varie d’un endroit à l'autre du réacteur. Pour égaliser la disponibilité des neutrons dans le coeur, l'ingénieur responsable de son alimentation choisit le moment où l'on remplacera des grappes et dans quel emplacement les insérera-t-on. Ce travail s’appelle l'aplanissement du flux. Parce que le combustible plus vieux absorbe inutilement un grand nombre de neutrons, on le laisse plus longtemps dans les régions du coeur où le flux de neutron est spontanément plus élevé. On insère le combustible frais, dont le nombre de fissions par neutron est plus élevé, dans les régions où le flux de neutron est moins élevé.

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 1992-05-13

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Science and Technology
CONT

... the Chalk River lab has the only high-neutron flux pile with sufficient energy to produce an isotope useful for cancer therapy.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sciences et techniques nucléaires

Espagnol

Conserver la fiche 3

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