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

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certain retard vont peupler l'environnement du réacteur. Ces neutrons sont appelés neutrons retardés et sont très importants pour la conduite et le contrôle du réacteur comme nous le verrons plus tard. Ces neutrons retardés sont originaires de la décroissance radioactive de produits de fission déterminés qui naissent lors de fission nucléaire. Vu que la décroissance radioactive est caractérisée par une constante spécifique de décroissance qui détermine le temps entre l'apparition d'un produit de fission (appelé précurseur) et l'émission du neutron, à chaque précurseur appartient, un temps de retard moyen pour l'émission d'un neutron. En général, les différents précurseurs seront groupés en 6 familles différentes sur base de la constante de décroissance. Le tableau 4 donne un aperçu des constantes de décroissance moyenne de chaque groupe de précurseur et de la fraction de neutrons retardésβ i du groupe de précurseur i. Tableau 4.Demi-vie moyenne T 1/2 et fraction de neutrons retardés β i de chaque groupe de précurseur pour 235 U et 239 Pu 235 U 239 Pu Groupe i T 1/2 (s) β i T 1/2 (s) β i 1 55.72 2.15 10 -4 54.28 7.3 10 -5 2 22.72 1.424 10 -3 23.04 6.26 10 -4 3 6.22 1.274 10 -3 5.6 4.43 10 -4 4 2.30 2.568 10 -3 2.13 6.85 10 -4 5 0.61 7.48 10 -4 0.618 1.81 10 -4 6 0.23 2.73 10 -4 0.257 9.2 10 -5 Moyenne 9.03 6.50 10 -3 10.7 2.10 10 -3 La constante de décroissance détermine de façon univoque le temps de demi-vie qui est nécessaire pour diminuer de moitié la concentration du groupe précurseur. Du temps de demi-vie on peut déduire le temps d'émission qui donne le temps moyen entre fission et émission d'un neutron. Le lien entre le temps d'émission, la demi-vie et la constante de décroissance est donné par : t i 1 T 1/ 2 = i = (57) λ ln 2 Utilisation faite du temps d'émission et la fraction de neutrons retardés pour chaque groupe, on peut définir un temps total moyen d'émission t m t m 1 = β 6 ∑ i= 1 β t i i (58) Où la fraction de neutrons retardés est donnée par : 6 ∑ β i i= 1 β = (59) Bien que la fraction totale de neutrons β soit très petite, le temps d'émission moyen t m est grand en comparaison avec la durée de vie moyenne d'un neutron prompt. Avec la durée de vie moyenne de la fraction de neutrons prompts (1-β) et le temps de vie moyen (t m +l) de la fraction β de neutrons retardés, on peut calculer le temps de vie moyen d'un neutron de fission ; l * = (1 − β ) l + β ( t + l) = l + β t m m ≈ β t m (60) Vu que le temps de vie moyen d'un neutron de fission l * est plus grand d'un facteur 10 2 à, 10 5 que la durée de vie moyenne d'un neutron prompt et de l'ordre de 0.1 s, le réacteur est contrôlable. Cette 86
comparaison montre l'importance de la petite fraction de neutrons retardés pour le comportement cinétique du réacteur. Pour la description du comportement cinétique du réacteur, on se sert du temps moyen entre deux générations de neutrons, la durée de génération moyenne de neutronsΛ, est défini comme : l Λ = (61) k eff 3.1.3 Neutrons de sources Mis à part les neutrons provenant de la fission induite, il existe, dans le réacteur, encore des neutrons d'une autre origine. Vu globalement, on peut différencier deux groupes, les sources intrinsèques de neutrons et les sources externes de neutrons. Les sources intrinsèques de neutrons sont dues à la présence de combustible dans le cœur du réacteur, et ne peuvent pas être éliminées. La plupart du temps la source intrinsèque de neutrons sera équivalente aux fissions spontanées dans le combustible. Quand le cœur du réacteur contient uniquement de l'uranium, la source intrinsèque est attribuable aux fissions spontanées de 238 U, en revanche pour le combustible MOX, la source intrinsèque peut être entièrement due aux fissions spontanées des isotopes pairs de plutonium. Les sources externes peuvent être sous-divisées en neutrons provenant des sources isotopiques de neutrons et des neutrons générés par un accélérateur de particules ou une réaction de fusion. Pour les sources de neutrons isotopiques on peut encore pousser le classement à mesure que la réaction nucléaire qui est responsable pour la production de neutron soit: • Sources de fission spontanée principalement 252 Cf • (α, n)- Sources comme Am-Be, Ra-Be, Am-Li, Pu-Be, .. • (γ,n)-Sources comme Sb-Be, Sb-D 2 O, .. Toutes ces sources de neutrons ont un spectre d'énergie neutronique qui leur est propre, ce qui ne correspond pas avec le spectre d'énergie dû à la fission induite. 3.1.4 Facteur de multiplication: moteur de la cinétique A tous moments dans le temps, la population neutronique consiste en une certaine quantité et une proportion de différents groupes de neutron. L'évolution de la quantité totale de neutron va dépendre de la mesure où les neutrons de fission induite évolueront d'une génération à l'autre. La proportion du nombre de neutron de fission induite d'une génération n i à l'autre n i+1 est donné par le facteur de multiplication effectif k eff : ni+ 1 keff = (62) n Selon la valeur du k eff on peut distinguer trois situations: • k eff 1:le nombre de neutrons de fission induite va augmenter de génération en génération ; le réacteur va diverger, dans cette situation le réacteur est sur-critique. i 87
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Mesure de sections efficaces d’in
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éacteur sous-critique, il peut êt
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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