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

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enrichissement de 3.9 %, une masse transmutée de 2 kg/Twhe et une fraction du parc de 30 %. En RNR, on peut ici aussi disposer les PFVL à transmuter dans des assemblages modérés, placés dans le cœur ou à sa périphérie : on bénéficie à la fois d’une source neutronique importante et de sections efficaces plus élevées. Les calculs ont été faits explicitement pour le technétium, l’iode et le césium. Cependant, il faut voir qu’ici la motivation pour la modération n’est pas de pouvoir arriver à un mono recyclage, les produits de transmutation de la plupart des PFVL étant stables et donc infiniment moins gênants que le curium, mais simplement a augmenter la capacité massique de transmutation pour un endommagement donné des structures (pris là aussi à 200 dpa NRT Fe). Un optimum entre pertes et taux de transmutation peut être trouvé de ce point de vue pour des taux de transmutation variant entre 40 et 60 % selon le noyau à transmuter. Cela permet aussi d’avoir un niveau cumulé de pertes au retraitement limité. Ces considérations ont été appliquées à quelques scénarios et permettent effectivement d’équilibrer productions et consommations de 99 Tc et 129 I sur le parc. Le problème lié à la présence d’autres isotopes du même élément que le PFVL à transmuter (spécialement pour le césium, les captures sur le 133 Cs et le 134 Cs étant susceptibles de régénérer au moins en partie le 135 Cs à vie longue) pourrait être réglé en ayant recours à une (coûteuse ?) séparation isotopique en milieu actif, ou en acceptant une augmentation importante du nombre de neutrons (et du temps d’irradiation) requis pour une performance de transmutation fixée du noyau à vie longue. A titre d’exemple, le cas du césium a été étudié en cibles modérées dans une RNR : sans séparation isotopique, on recrée au moins autant de 135 Cs qu’on en détruit, et il faut atteindre une proportion 135 Cs/Cs de l’ordre de 70 % pour aboutir à des capacités massiques de transmutations raisonnables. Le dernier point (forme chimique) introduisant encore des captures parasites, sa discussion va dans le même sens : augmentation importante du nombre de neutrons et du temps d’irradiation requis. En résumé, la destruction des PFVL en REP ou RNR apparaît réalisable pour le technétium et l’iode. Le cas du césium, obligerait à recours à une séparation isotopique poussée. 276
8 Simulation : démarche et motivation. De manière générale, les études neutroniques des cœurs incinérateurs de déchets ou de systèmes hybrides s’appuient sur des logiciels développés et qualifiés pour les réacteurs nucléaires classiques, auxquels il a été nécessaire d’apporter un certain nombre de compléments ou extensions, notamment en termes de données nucléaires, méthodes ou procédures de calcul, et validation-qualification. Des développements spécifiques ont notamment été nécessaires pour tenir compte de la présence dans ces systèmes innovants de certains noyaux en fortes concentrations (alors que ces mêmes noyaux n’interviennent que minoritairement dans les systèmes classiques), des interactions neutron-noyau ou protonnoyau à des énergies supérieures comprises entre 20 et 200 MeV, de présence de « cibles » de spallation ou de dispositifs spéciaux de transmutation, etc. De nombreuses mesures nucléaires intéressant la transmutation ont été réalisées au cours de ces dernières années, la plupart dans le cadre de collaborations impliquant le CEA, le CNRS/IN2P3, des universitaires, ou dans le cadre de projets internationaux (HINDAS, n_TOF_ADS, groupes de travail de l’OCDE). Certaines de ces mesures ont été converties en fichiers évalués qui sont proposés pour intégration dans le fichier européen JEFF-3.1 en 2005. D’autres mesures seront réalisées dans le cadre des programmes européens en cours (FP6 – EUROTRANS/NUDATRA) ou internationaux (JEFF-3.1). S’agissant des codes de calcul, des extensions ont été réalisées à partir des logiciels existants. En particulier, de nouveaux modèles théoriques permettant de décrire le processus de cascade intranucléaire dans les cibles de spallation ou de produire des évaluations au-delà du domaine des résonances ont été développés et mis en œuvre. En ce qui concerne les codes de transport des neutrons, des développements ont également été nécessaires pour calculer des grandeurs spécifiques telles que l’efficacité relative de la source de neutrons de spallation. De nouvelles procédures de calcul de sensibilité, spécifiques aux systèmes sous-critiques, ont été mises au point. Des validations numériques ont été effectués sur des benchmarks, en collaboration avec d’autres groupes internationaux. En complément à ces développements, des expériences intégrales de qualification en réacteur ont été effectuées ou sont en cours afin de valider le comportement d’ensemble des codes de calcul associés aux bibliothèques de données nucléaires. Il s’agit en particulier des irradiations d’échantillons d’isotopes purs PROFIL-R et PROFIL-M dans PHENIX, du programme COSMO en soutien au concept de cibles à spectre modéré et des mesures de fission d’actinides dans les cœurs MUSE de l’installation MASURCA (maquette critique en spectre rapide, située à Cadarache), et des futures oscillations d’actinides du programme OSMOSE dans le réacteur MINERVE (situé à Cadarache). Conformément à la démarche de validationqualification mise en œuvre depuis une quinzaine d’années au CEA, on s’est efforcé, chaque fois que c’était possible, de décomposer systèmes et calculs globaux en sous-ensembles dans lesquels les phénomènes physiques peuvent être analysés séparément, avec évaluation des différentes sources d’erreur. Les expériences MUSE dans MASURCA ont notamment permis d’étudier les questions physiques suivantes : • effets de la source de neutrons par rapport aux neutrons de fission, • distribution en énergie et en espace des neutrons, variations près de la source, hétérogénéités, pic de puissance, streaming, 277
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ECOLE INTERNATIONALE JOLIOT-CURIE D
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MESURES DE SECTIONS EFFICACES D'INT
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SYSTÈMES DU FUTUR ET STRATÉGIES S
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Lorsque les paramètres de déforma
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La méthode de Strutinski est emplo
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temps très différentes pour les d
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De fait, les évaluations réalisé
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Physique des Réacteurs Nucléaires
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n = Sl 2 ( 1+ k + k + ..) Sl SΛ Sl
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combustible d F dT ρ et un pour le
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L'évolution de la concentration de
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Pressurised Heavy Water Reactor “
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adioactifs et ceux contenant des é
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Modélisation et Evaluation de Donn
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Photographie de l’expérience JEZ
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Un exemple de données nucléaires
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Γ b . Malheureusement, comme il n
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efficaces de réaction et shape ela
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Signalons cependant que des études
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Le choix entre les approches phéno
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Comme la section efficace de réact
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Jusque là nous n’avons discuté
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avec a le paramètre dit « de dens
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l’énergie du neutron soit suffis
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Si l’on revient un instant en arr
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Schéma des modules du code TALYS h
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Lorsque les données nucléaires é
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Nous nous sommes placés dans un ca
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Sections efficaces de mesurée (sym
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Résultats de calculs de benchmarks
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Mesure de sections efficaces d’in
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Données et modélisation de la spa
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CaF2 (signal DE) et de scintillateu
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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