Ralentissement et diffusion des neutrons

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B3014 V1 Article de référence

Ralentissement et diffusion des neutrons

Auteur(s) : Jean-Louis NIGON

Date de publication : 10 octobre 1978

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Présentation

AUTEUR(S)

  • Jean-Louis NIGON : Ingénieur de l’École Polytechnique Ingénieur au Commissariat à l’Énergie Atomique (Division d’Étude et de Développement des Réacteurs) Maître de Conférence à l’Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires (INSTN)

 INTRODUCTION

Étudier un réacteur nucléaire, objet destiné à utiliser l’énergie dégagée par la fission, c’est, d’abord, l’étude des lois qui régissent les phénomènes conduisant à la fission, et en particulier la neutronique, science de la migration des neutrons et de leur interaction avec le milieu. Ce seront ensuite la thermique, afin de définir les procédés permettant de récupérer, de rendre utilisable, l’énergie libérée par la fission ; ce sera enfin toutes les techniques nécessaires à la définition de tout objet industriel.

Cet article est consacré à l’énoncé des bases de la neutronique : étude d’un gaz de neutrons dans un milieu en régime stationnaire ; la population neutronique y est caractérisée par deux variables, E énergie cinétique du neutron et XXX vecteur position du neutron dans l’espace. On s’intéressera successivement à chacune de ces deux variables, puis dans les derniers paragraphes aux deux variables simultanément.

Cet article reste théorique ; l’application des théories fondamentales à la physique des réacteurs fait l’objet de l’article Théorie des réacteurs nucléaires [B 3 025].

Pour une meilleure compréhension des développements mathématiques de cet article, le lecteur pourra se reporter aux articles Unités de mesure SI [23] et Unités légales et facteurs de conversion [24] de la rubrique Mathématiques du traité Sciences fondamentales.

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DOI (DIGITAL OBJECT IDENTIFIER)

https://doi.org/10.51257/a-v1-b3014

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