De la fission aux nouvelles filières - Cenbg - IN2P3

Réduire le taux de rejet de l’ 235 U dans l’uranium appauvri de 0,25% à 0,1% permet
d’économiser 20% des ressources en uranium naturel, puisqu’on a alors M nat = 5,7 M enr .
3.2 La masse de combustible nécessaire
Lors du fonctionnement du réacteur, la puissance est maintenue à peu près constante. Elle
peut varier selon la demande ; elle est par exemple plus faible en été qu’en hiver. Raisonnons
à puissance fixée. La puissance correspond au nombre de fissions par seconde, multiplié par
l’énergie délivrée par chaque fission. On a donc :
P = ∑N σ ϕ ε
th
i
i
fis
i
f
où P th est la puissance thermique du cœur, N i le nombre de noyau de l’espèce i dans le cœur,
fis
σi
sa section efficace moyenne de fission, ϕ le flux neutronique moyen dans le cœur, et ε f
l’énergie délivrée par fission (ε f ≈ 200 MeV). En raisonnant pour 1 cm 3 de combustible, on a :
p = ∑n σ ϕ ε
th
i
i
fis
i
f
où p th est la puissance émise par un cm 3 de combustible. Dans la pratique, on sait extraire une
certaine quantité de chaleur de 1 cm 3 . Cette valeur dépend du caloporteur, de sa capacité
calorifique, de sa vitesse d’écoulement le long des barreaux de combustibles, de sa pression,
de sa température, etc… La température de sortie est la plus haute possible afin d’avoir un
rendement thermique le meilleur possible, mais il est limité par des contraintes
technologiques. En particulier pour l’eau, monter sa température lorsqu’elle est liquide
impose des pressions élevées. La fiabilité de la tenue des systèmes utilisés est au cœur de la
sûreté des réacteurs, et limite ainsi la température de sortie maximale admissible. On voit
donc que la densité de puissance thermique admissible dans le cœur dépend de très nombreux
paramètres. Elle est de l’ordre de 330 W/cm 2 dans les réacteurs français de type REP, et peut
atteindre 500 W/cm 3 dans un réacteur refroidi au sodium.
Connaissant le nombre de noyaux fissiles (via la densité du combustible), leur section efficace
moyenne de fission, et l’énergie délivrée par une fission, on peut ainsi calculer le flux
neutronique dans le cœur :
ϕ =
∑
i
p
n σ
th
fis
i i
ε
f
La densité de l’oxyde d’uranium étant de 10 g/cm 3 environ, on obtient un flux de l’ordre de
quelques 10 14 n/cm 2 /s.
La densité de puissance thermique de 330 W/cm 3 de combustible permet également de
calculer l’inventaire initial nécessaire pour faire fonctionner le réacteur. On a :
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