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

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P(τ) distribution des temps entre les générations de neutrons, où τ est « l’âge » auquel un neutron donne naissance à une autre génération de neutrons P’(τ) distribution P(τ) normalisée à 1 P H , P L ,, P C φ c H S I population de neutrons à un niveau haut (H) de la source de neutrons, à un niveau bas (L), et juste après la décroissance prompte lors du passage du niveau haut au niveau bas (C) dans la méthode de source jerk flux de neutrons population de précurseurs au niveau haut dans la méthode de source jerk source de neutrons intrinsèque d’un cœur due à la nature du combustible 304
Introduction Depuis près de quinze ans le concept du couplage d’un accélérateur de particules à un réacteur nucléaire sous-critique muni d’une cible de spallation a refait surface dans le cadre des études de systèmes innovants pour la production d’énergie nucléaire et la transmutation des déchets nucléaires. C’est avec le développement des accélérateurs électrostatiques vers la fin des années trente (en particulier le cyclotron inventé par E.O. Lawrence) que G. Seaborg et ses collaborateurs ont l’idée d’utiliser les neutrons émis par une cible d’uranium bombardée par des protons de haute énergie pour réaliser la transmutation de noyaux lourds et créer des transuraniens. En particulier ils sont les premiers à utiliser ce principe pour produire du plutonium 239 en 1941. A cette période et jusqu’au début des années soixante le potentiel d’un tel système conduit surtout à imaginer des dispositifs destinés à produire du plutonium pour des applications militaires. Parallèlement à cela les canadiens conduits par W.B. Lewis s’intéressent à ces systèmes pour produire de l’énergie : n’ayant pas de séparateur isotopique, des neutrons de spallation sont utilisés pour produire de l’uranium 233 à partir de thorium 232 et ainsi augmenter la quantité de matière fissile d’un réacteur. Mais le rapide développement des réacteurs refroidis à l’eau mena à l’abandon de cette piste. Le concept refit surface dans les années quatre-vingt avec les équipes de K. Furukawa, C. Bowman et C. Rubbia et des objectifs variés. La première s’intéressait à un ADS à sels fondus pour mettre en place une filière surrégénératrice à partir du cycle 232 Th- 233 U. Le projet de C. Bowman consistait à y ajouter l’incinération des transuraniens, en particulier celle du plutonium, et des produits de fission à vie longue. Enfin le projet de C. Rubbia poursuivait des objectifs similaires mais avec un réacteur rapide refroidi au plomb liquide. C’est à partir de ces derniers concepts que les efforts de recherche se sont accentués au niveau international. Il est intéressant de constater qu’au cours du temps on est passés de la production de transuraniens à leur destruction, à partir du même principe assisté par accélérateur. Si aujourd’hui la communauté internationale admet que les avantages de sûreté de ces réacteurs sous-critiques ne sont pas suffisants pour justifier leur déploiement dans une perspective de production d’énergie, elle continue néanmoins de s’y intéresser pour l’incinération des actinides mineurs. Après un rappel des principes de base des ADS ce cours refait un point sur le développement des recherches consacrées aux ADS depuis l’école Joliot-Curie de 1996 consacrée à la production d’énergie nucléaire et au traitement des déchets. On pourra se reporter aux cours de cette première école pour trouver les bases de chacun des points clés de ces systèmes ainsi qu’une autre approche des principes de base des systèmes pilotés par accélérateur [1]. 1. Principe et intérêt des réacteurs hybrides ou « ADS » 1.1. Milieu multiplicateur sous-critique Un milieu multiplicateur de neutrons est un milieu contenant des noyaux fissiles, formant l’essentiel du combustible nucléaire, où l’absorption d’un neutron par l’un de ces noyaux peut conduire à la fission de celui-ci, et donc à l’émission de nouveaux neutrons, mais aussi à la production de nouveaux isotopes par augmentation de la masse du noyau fissile (captures neutroniques). La présence d’autres noyaux (isotopes non fissiles du combustible, matériaux de structure,…) peut conduire également à la capture stérile (i.e. n’engendrant pas de nouveaux neutrons) de neutrons. Lorsque l’on fait le bilan des neutrons créés et absorbés dans ce milieu, ou plus exactement le rapport des deux, on caractérise son facteur de multiplication k, que l’on peut aussi définir comme le rapport du nombre de neutrons de la génération i+1 au nombre de neutrons de la génération i. Lorsque ce facteur k
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ECOLE INTERNATIONALE JOLIOT-CURIE D
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Cours enseignés aux précédentes
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TABLE DES MATIERES AVANT-PROPOS M.-
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MESURES DE SECTIONS EFFICACES D'INT
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SYSTÈMES DU FUTUR ET STRATÉGIES S
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AVANT-PROPOS Je dédie ce volume de
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LA FISSION : DE LA PHÉNOMÉNOLOGIE
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Lorsque les paramètres de déforma
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La méthode de Strutinski est emplo
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L’existence d’un tel îlot est
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les résonances deviennent extrême
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donne la distribution de l’énerg
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Γ c r =|γc r |2 : Γ r = ∑ c |
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Fig. 18 - Représentation des diver
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kins les énergies de déformation
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Fig. 24 - Surface d’énergie pote
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des résultats obtenus dans cette
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De fait, les évaluations réalisé
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[52] D. L. Hill and J. A. Wheeler,
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Physique des Réacteurs Nucléaires
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6 Types de reacteurs nucleaires....
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• en maintenant élevée la secti
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Nous choisissons comme un volume un
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Pour des réacteurs de même compos
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D Δ ϕ + ν Σ ϕ −Σ ϕ + ν Σ
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μ = ∑ μ μ P ( μ) (54) Les neu
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comparaison montre l'importance de
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Δt Δ n + p = ( 1− β ) keff n (
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3.4 Comportement cinétique avec ne
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De cette étude de la période du r
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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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σ poison N poison Δρ = − f (11
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L'évolution de la concentration de
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Pressurised Heavy Water Reactor “
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2005 Korea RO Ulchin 6 PWR (KSNP) 9
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Modélisation et Evaluation de Donn
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demandées aux évaluations par les
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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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très favorablement aux données ex
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238 U sont qualitativement en bon a
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Mesure de sections efficaces d’in
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d’énergie E n arrivant sur celle
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modèle optique, σ NC peut être c
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car ∑ J , π P = P ( E*) ⋅ ∑
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mesurer la distribution angulaire d
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Données et modélisation de la spa
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noyaux résiduels de spallation qui
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Un faisceau de noyaux légers est d
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CaF2 (signal DE) et de scintillateu
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Déchets nucléaires : état des li
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I. INTRODUCTION Il m’a paru essen
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Hague (nommées UP2 et UP3 ; UP1 es
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COMMUNIQUE DE PRESSE DU GROUPE AREV
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Sommaire 1 Les bases physiques de l
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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