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

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dans les réacteurs à eau (voir plus loin). Le temps de convergence du système Th/Pu vers le système Th/ 233 U asymptotique est rapide pour les noyaux principaux (20 ans environ pour l’uranium et le 239 Pu), mais beaucoup plus long lorsqu’on augmente en masse : il faut environ 50 ans pour atteindre la masse à l’équilibre du plutonium total (essentiellement 238 Pu dans le cycle Th 233 /U asymptotique), et une centaine d’année pour le curium. RéfE.Merle,LPSCGrenoble 6.4 Le déploiement des RSF au thorium Le concept TMSR sans graphite ne pose pas, sur le papier, de grandes difficultés de déploiement, car comme il a été mentionné, ils peuvent être chargés initialement en plutonium. La composition du sel évolue alors naturellement vers une composition Th/ 233 U. Les concepts TMSR thermiques offrent certes la possibilité de réduire considérablement la masse de matière fissile à l’équilibre pour un parc donné de réacteurs. Cependant, comme ils doivent être couplés à un retraitement efficace et soutenu, ils ne peuvent être directement démarrés en Th/Pu, puisque la composition du sel évoluerait rapidement en quelques années, et l’unité de retraitement en ligne devrait être adaptée. Le déploiement de tels systèmes doit donc faire appel à une production d’ 233 U en amont. Diverses méthodes peuvent être imaginées. Nous envisageons ici la production d’ 233 U dans des réacteurs à eau sous pression, à l’aide d’un combustible Th/Pu. Il est certain que cette technique n’est pas la plus efficace du point de vue de la conversion de plutonium en 233 U, car le bilan neutronique du plutonium en spectre thermique est assez défavorable, comme cela a été montré dans le calcul précédent du nombre de neutrons disponibles pour la surgénération. Mais cette stratégie permet d’envisager un démarrage de TMSR sans recours à d’autres réacteurs innovants de 4 ème génération. Elle permet également de mettre en place une stratégie d’incinération de plutonium, tout en produisant un inventaire réduit d’ 233 U qui permet une transition future vers des réacteurs régénérateurs. En ce sens, il s’agit d’une stratégie très souple, puisqu’elle allie incinération de plutonium, et transition vers un nucléaire durable, ce qui est impossible à réaliser avec des réacteurs rapides, puisque ceux-ci demandent un inventaire important de matière fissile (Pu ou 233 U). 368
Une transition au niveau français à puissance constante On considère ici un scénario de transition au niveau français à puissance constante, basé sur le scénario précédent de transition REP → RNR U/Pu. Dans le cas étudié ici, les EPR sont chargés en partie avec du MOX Th/Pu. Ces assemblages combustibles sont retraités pour en extraire l’ 233 U destiné au démarrage des TMSR isogénérateurs. On considère qu’en fin de transition, tout le plutonium issu des REP et des EPR est utilisé une fois sous forme de Th/Pu. Cela permet de calculer quel peut être l’inventaire maximal en 233 U des TMSR compatible avec cette transition, ce qui permet de déterminer quel type de TMSR peut être démarré de la sorte. GWe 60 30 REP EPR Chargé en partie en Th/Pu TMSR Th/ 233 U 0 2020 2035 2050 2080 2095 On envisage également que le programme de recyclage du Pu sous forme de MOX U/Pu est arrêté dès 2010, ceci pour ne pas consommer inutilement le plutonium. En effet, le plutonium issu d’un MOX usé est très dégradé, c'est-à-dire que sa proportion en noyau fissile est réduite par rapport à un plutonium issu d’un UOX usé. L’utilisation d’un Pu issu d’un MOX usé est très défavorable en spectre thermique, et quasiment inutilisable sous forme de Th/Pu afin de produire de l’ 233 U. 369
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ECOLE INTERNATIONALE JOLIOT-CURIE D
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MESURES DE SECTIONS EFFICACES D'INT
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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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donne la distribution de l’énerg
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Γ c r =|γc r |2 : Γ r = ∑ c |
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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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Δt Δ n + p = ( 1− β ) keff n (
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3.4 Comportement cinétique avec ne
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n = Sl 2 ( 1+ k + k + ..) Sl SΛ Sl
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Pressurised Heavy Water Reactor “
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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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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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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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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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la partie droite de la figure 4 [4]
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mesurer la distribution angulaire d
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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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B- Modélisation de la spallation E
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Sommaire 1 Les bases physiques de l
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Mesure et analyse des sections effi
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Réacteurs hybrides : avancées ré
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Liste des notations [= …] notatio
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Introduction Depuis près de quinze
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éacteur sous-critique, il peut êt
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Celle s’ajustant au mieux aux don
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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