De la fission aux nouvelles filiÃ¨res - Cenbg - IN2P3

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éactions successives au cours de l’irradiation en réacteurs, pour avoir une réelle évaluation de l’efficacité globale de la transmutation. 3 Efficacité globale de transmutation en réacteurs. Pour une durée d’irradiation standard en réacteurs, de type REP et RNR, les taux de disparition des éléments considérés, exprimés en pour cent de la masse présente initialement, sont indiqués dans le tableau 2 suivant. Les taux de fission, intégrés sur la durée d’irradiation, sont également indiqués. Ces taux de fission intègrent les contributions à la fission, non seulement de l’isotope père présent initialement, mais également celles des isotopes fils produits au cours de l’irradiation. Np237 Am241 Am243 Cm244 REP MOX 60 GWj/t Flux = 2.5 10 14 n/cm 2 /s Durée irradiation = 1500 JEPN Taux de disparition (%) 46 70 65 44 Taux de fission (%) 4 10 6 16 RNR EFR 140 GWj/t Flux = 3.4 10 15 n/cm 2 /s Durée irradiation = 1700 JEPN Taux de disparition (%) Tableau 2 : taux de disparition et de fission pour des irradiations élémentaires. 63 69 63 50 Taux de fission (%) 24 24 15 27 De l’analyse de ces résultats, il ressort les points principaux : • dans les conditions standards d’irradiation en réacteurs, il n’est pas possible d’atteindre une disparition complète des éléments considérés en une seule passe d’irradiation. Il est nécessaire de procéder à un multi-recyclage. • de par les contributions des isotopes fissiles produits au cours de l’irradiation, les rapports intégrés sur la durée d’irradiation des taux de fission sur les taux de disparition, sont augmentés, comparés aux mêmes rapports relatifs au seul isotope initial. • les taux de fission obtenus en RNR sont supérieurs, dans un rapport 2 à 6 à ceux obtenus en REP. • en REP, la transmutation des éléments considérés se faisant essentiellement par captures successives, la production d’éléments supérieurs va en être très nettement accentuée. Les principales voies d’évolution sous irradiation des transuraniens hors fission, sont indiquées dans le schéma suivant : 260
243 Cm 242 Am 235 U 236 U 237 U 238 U 239 U n,2n n,γ 242 Cm 244 Cm 245 Cm 246 Cm 163j 30,0a 16h 18,1a 26m 241 Am 243 Am 244 Am 14.4a 4.96h 236 Pu 237 Pu 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 242 Pu 243 Pu 45.3j 2.90a 22.5h 87.7a 2.12j 2.35j 7.5m 236 Np 237 Np 238 Np 239 Np 240 Np β - 22.5h 6.75j 23.5m α β+ Pour une disparition par fission de l’isotope initial (ou d’un de ses descendants), il est intéressant de quantifier le taux de production des autres isotopes créés selon la chaîne d’évolution indiquée ci-dessus. Ces taux, définis comme le rapport entre la quantité des isotopes produits divisée par le nombre de fission, obtenus pour les durées d’irradiation standard en REP et RNR, sont précisés dans le tableau suivant. Ainsi à titre d’exemple, pour la disparition par fission d’un isotope de Np237, il est produit plus de 9 isotopes de Pu238 en spectre thermique. 261
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Modélisation et Evaluation de Donn
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Un exemple de données nucléaires
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Signalons cependant que des études
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avec a le paramètre dit « de dens
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Schéma des modules du code TALYS h
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Résultats de calculs de benchmarks
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Mesure de sections efficaces d’in
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Un faisceau de noyaux légers est d
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3.3.4. Le design du cœur sous-crit
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