S. , P. Ying, and C. C. Scott-«, Attenuation measurements of sound and performance of ultrasonic transducers in 600 °F liquid Na, p.180, 2005.

P. Petiot, J. Seiler, and C. G. , Grenoble), « Physical properties of Sodium : a contribution to the estimation of critical coordinates, from High Temperatures High Pressures, pp.289-293, 1984.

J. N. Noden, A general equation for the Solubility of O 2 in liquid Sodium, British Report RB, p.2500, 1972.

A. Wittingham, An equilibrium and kinetic Study of the liquid Sodium Hydrogen Reaction, Journal of nuclear materials, vol.60, issue.119, 1976.

J. Guidez and L. Martin, Bilan de l???exp??rience de fonctionnement des rapides ?? sodium dans le monde et application ?? la conception des futurs r??acteurs, Revue G??n??rale Nucl??aire, issue.3, p.3, 2007.
DOI : 10.1051/rgn/20073057

V. Lambard, A. Alamo, and J. Séran, Procédé de fabrication d'un alliage ferritique-martensitique renforcé par dispersion d'oxydes », INPI, 1998.

M. Brocq, Synthèse et caractérisation d'un acier ODS préparé par un procédé inspiré du broyage réactif », Étude de l'influence des conditions de broyage et de recuit, Thèse de doctorat, 2010.

S. Zhong, Étude des évolutions microstructurales à haute température en fonction des teneurs initiales en Y, Ti et O et, de leur incidence sur les hétérogénéités de déformation dans les aciers ODS Fe- 14Cr1W, Thèse de doctorat, 2012.

M. Couvrat, Fabrication d'aciers ODS à haute performance : relation procédé-microstructure -propriétés mécaniques, Thèse de doctorat, 2011.

M. Praud, Plasticité d'alliages renforcés par nano-précipitation, Thèse de doctorat. Université de Toulouse III, École doctorale des sciences de la matière, 2012.

A. Steckmeyer, Caractérisation et modélisation du comportement mécanique à haute température des aciers ferritiques renforcés par dispersion d'oxydes, Thèse de doctorat, 2012.

M. L. Lescoat, « Étude du comportement des nano-renforts des matériaux ODS (Oxide Dispersion Strengthened) sous irradiation

H. Réglé, Alliages ferritiques 14/20Cr renforcés par dispersion d'oxydes, Effets des procédés de mise en forme sur les textures de déformation, la recristallisation et les propriétés de traction, Thèse de doctorat, 1994.

V. Lambard and . Développement, une nouvelle nuance martensitique ODS pour utilisation sous rayonnement à haute température

L. Toualbi, Optimisation de la gamme de fabrication de tubes en acier renforcés par une dispersion nanométrique d'oxydes (ODS) : compréhension des relations microstructure / propriétés mécaniques, Thèse de doctorat, 2012.

B. Gwinner, Impact of the use of the ferritic/martensitic ODS steels cladding on the fuel reprocessing PUREX process, Journal of Nuclear Materials, vol.428, issue.1-3, pp.428-110, 2012.
DOI : 10.1016/j.jnucmat.2011.11.005

R. Lim, F. Dalle, M. Sauzay, L. Allais, I. Tournié et al., Experimental study and modeling of long term creep of modified 9Cr-1Mo steel " proceedings of Creep, 2012.

M. Sauzay, Creep-fatigue behaviour of an AISI stainless steel at 550??C, Nuclear Engineering and Design, vol.232, issue.3, pp.219-236, 2004.
DOI : 10.1016/j.nucengdes.2004.05.005

B. Fournier, M. Sauzay, C. Caës, M. Noblecourt, M. Mottot et al., Creep-fatigue interactions in 9-12% martensitic steels », Part I : Mechanical tests results, Materials and Metallurgical Transactions, vol.40, pp.320-329, 2009.

B. Fournier, F. Dalle, M. Sauzay, J. Longour, M. Salvi et al., Comparison of various 9???12%Cr steels under fatigue and creep-fatigue loadings at high temperature, Materials Science and Engineering: A, vol.528, issue.22-23, pp.528-6934, 2011.
DOI : 10.1016/j.msea.2011.05.046

J. Guidez, Phénix, le retour d'expérience, EDP Sciences, 2013.

J. Courouau, F. Balbaud-célérier, V. Lorentz, T. V. Duffrenoy, C. Levy et al., Corrosion by liquid sodium of materials for sodium fast reactors: the CORRONa testing device dans l'ouvrage CEA (Série « Synthèses ») intitulé « Le combustible nucléaire des réacteurs à eau sous pression et des réacteurs à neutrons rapides The swelling behavior of titanium-stabilized austenitic steels used as structural materials of fissile subassemblies in Phénix, Martensitic steels for Fast Reactor Cores Encyclopedia of Materials: Science and Technology SiCf/SiC Composite Materials for Fast Reactor Applications Concept de gainage composite à matrice céramique et âme métallique pour un élément combustible de réacteur nucléaire à géométrie cylindrique, pp.165-182, 1990.

]. A. Alamo, Assessment of ODS-14%Cr ferritic alloy for high temperature applications, Journal of Nuclear Materials, vol.329, issue.333, pp.329-333, 2004.
DOI : 10.1016/j.jnucmat.2004.05.004

]. P. Dubuisson, Y. De-carlan, V. Garat, M. Blat, and «. Ods-ferritic, martensitic alloys for Sodium Fast Reactor fuel pin cladding », Journal of Nuclear Materials, pp.428-434, 2012.

A. K. Sengupta, U. Basak, A. Kumar, H. S. Kamath, and S. Banerjee, Experience on mixed carbide fuels with high ???Pu??? content for Indian fast breeder reactor ??? An overview, Journal of Nuclear Materials, vol.385, issue.1, pp.161-164, 2009.
DOI : 10.1016/j.jnucmat.2008.10.011

L. Roche and M. Pelletier, Modelling of the thermo mechanical and physical processes in FR fuel pins using the GERMINAL code, Proceedings of International Symposium on MOX Fuel Cycle Technologies for Medium and Long-Term Deployment

M. Tourasse, M. Boidron, and B. Pasquet, Fission product behaviour in phenix fuel pins at high burnup, Journal of Nuclear Materials, vol.188, pp.49-57, 1992.
DOI : 10.1016/0022-3115(92)90453-R

J. Ratier, Phénomènes de corrosion des gaines d'éléments combustibles de réacteurs à neutrons rapides, Conférence EURO- CORR, 1992.

R. B. Matthews and R. J. Herbst, Uranium-plutonium carbide fuel for fast breeder reactors, Nuclear Technology, vol.63, 1983.

G. Hofman, L. C. Walters-ed, P. Cahn, E. J. Haasen, and . Kramer, Metallic fast reactor fuels, Materials Science and Technology, vol.10, pp.1-43, 1994.

. Conf, Reliable fuels for liquid metal reactors ANL-AIME, 1986.

J. Guidez, Phénix, le retour d'expérience, chap. XXVI " Retraitement et multirecyclage, EDP Sciences, 2013.

M. Masson, Programme général de R&D pour le traitement des combustibles SFR MOX, note technique DRCP 2012, p.1

J. M. Wolf, Histoire de la société EUROCHEMIC (1956-1990), collection historique de l'OCDE, 1996.

J. P. Ackerman, Chemical basis for pyrochemical reprocessing of nuclear fuel, Industrial & Engineering Chemistry Research, vol.30, issue.1, pp.141-146, 1991.
DOI : 10.1021/ie00049a022

M. S. Yang and . Korean, Strategy for Sustainable Nuclear Energy Development, International Pyroprocessing Research Conference, 2012.

H. S. Lee and «. Pride, PyRoprocess Integrated inactive Demonstration facility) », International Pyroprocessing Research Conference, USA. CHELLAPANDI (P.), « Developpement of innovative Reactor Assembly Components towards Commercialization of Future FBRs », Asian Nuclear Prospects, 2010.

V. Rao, Indian Programme on Fast Reactors and Associated Fuel Cycles JSFR design study and R&D progress in the FaCT project, IAEA ? CN-199-FRP- 003, FR 13 Conference FR09P1406F. PGSFR : KIM (Y.G.) et al., « Status of sodium cooled FR technology development in Korea, pp.1-07, 2011.

H. Safa and B. Bonin, [1] Livre rouge « Uranium 2011 : Resources, Production and Demand », publié en 2012 conjointement par l'AIEA et l'AEN, Tableau 21, pp.13-18, 2007.