International audienceLe combustible nucléaire envisagé pour les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium est constitué de pastilles céramiques fabriquées à partir d’UO$_2$ et de PuO$_2$, suivant un procédé de type métallurgie des poudres. Ce combustible est différent du combustible actuel des réacteurs à eau pressurisée. Il présente des caractéristiques spécifiques (géométrie, microstructure…) qui nécessitent un processus de fabrication adapté. En particulier, les propriétés rhéologiques de la poudre alimentant le poste de pressage doivent être appropriées pour un remplissage reproductible de moules de presse annulaires
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceCette étude s’inscrit dans le cadre des recherches menées sur le traitement-re...
International audienceCette étude s’inscrit dans le cadre des recherches menées sur le traitement-re...
International audienceLe combustible nucléaire envisagé pour les réacteurs à neutrons rapides refroi...
Le combustible MOX, mélange d'oxyde d'uranium UO2 et d'oxyde de plutonium PuO2, permet depuis une qu...
International audienceDans le cadre des études menées pour le développement des réacteurs électronuc...
International audienceDans le cadre des études menées pour le développement des réacteurs électronuc...
La stratégie de recherche et développement en France sur les systèmes ucléaires du futur donne la pr...
La stratégie de recherche et développement en France sur les systèmes ucléaires du futur donne la pr...
Les réacteurs à neutrons rapides et notamment ceux refroidis au sodium (RNR-Na) permettent à l’énerg...
Les réacteurs à neutrons rapides et notamment ceux refroidis au sodium (RNR-Na) permettent à l’énerg...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceCette étude s’inscrit dans le cadre des recherches menées sur le traitement-re...
International audienceCette étude s’inscrit dans le cadre des recherches menées sur le traitement-re...
International audienceLe combustible nucléaire envisagé pour les réacteurs à neutrons rapides refroi...
Le combustible MOX, mélange d'oxyde d'uranium UO2 et d'oxyde de plutonium PuO2, permet depuis une qu...
International audienceDans le cadre des études menées pour le développement des réacteurs électronuc...
International audienceDans le cadre des études menées pour le développement des réacteurs électronuc...
La stratégie de recherche et développement en France sur les systèmes ucléaires du futur donne la pr...
La stratégie de recherche et développement en France sur les systèmes ucléaires du futur donne la pr...
Les réacteurs à neutrons rapides et notamment ceux refroidis au sodium (RNR-Na) permettent à l’énerg...
Les réacteurs à neutrons rapides et notamment ceux refroidis au sodium (RNR-Na) permettent à l’énerg...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceLe procédé actuel de fabrication des combustibles nucléaires MOX (UO2-PuO2) es...
International audienceCette étude s’inscrit dans le cadre des recherches menées sur le traitement-re...
International audienceCette étude s’inscrit dans le cadre des recherches menées sur le traitement-re...