Réacteur de fission. Principes et réalisation

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1 Réacteur de fission Principes et réalisation

2 Energie de liaison par particule Fusion Fission

3 Noyaux impairs moins liés que noyaux pairs! Isotopes d Uranium A D E (MeV) D E = E(A-1) E(A)

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5 Trois éléments naturels lourds seulement présents en quantités importantes sur terre. 232 Th 235 U 238 U

6 Pourquoi? Age de la terre: 4.65 milliards années. Tous les noyaux lourds (au-dessus du 208 Pb) sont instables (a ou b) Demi vie: temps nécessaire pour que la moitié des noyaux d un échantillon disparaissent. 232 Th: 14 milliards années 238 U : 4.5 milliards années 235 U : 700 millions années Il reste environ la moitié de l 238 U présent à la formation de la terre. Composition aujourd hui de l U naturel: 99.3% 238 et 0.7% 235

7 Radioactivité naturelle - un exemple 238 U T1/2 = 4, ans

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9 Noyaux fissiles: Quelques définitions noyaux lourds pairs (Z) - impairs (N) ( 235 U 92 ) fissionnent s ils absorbent un neutron de basse énergie (n dit thermique E n = 1/40 ev) Noyaux fertiles : noyaux lourds pairs-pairs ( 238 U 92 ) qui après absorption d un neutron (capture) 1 n 0 + A X Z ==> A+1 X Z et décroissance(s) b fournissent un noyau fissile Réaction de diffusion : 1 n 0 + A X Z ==> A X Z + 1 n 0 Si A X Z au repos et E n ==> E recul et E n < E n ralentissement du n D autant plus efficace que X est léger ==> Modération

10 Une unité bien adaptée aux systèmes quantiques: ev Energie acquise par un électron accéléré 1m sous une tension d 1V Charge de l électron: 1,6 1O -19 C 1eV = 1, J Énergie de liaison de l électron dans H: 13,6 ev Energie atomique de l ordre de 1 ev Energie nucléaire de l ordre de 1 MeV Energie en physique des particules 1 GeV

11 Fissile et fertile Seul 235 U naturel est fissile 232 Th et 238 U sont fertiles et produisent deux autres noyaux fissiles: 233 U et 239 Pu

12 Fission de l U Un neutron est capturé par 235 U: formation de 236 U qui fissionne fission pour toute E du n Un exemple de voie de fission: Sr et Xe résidus

13 1 n 0 + A X Z ==> A1 Y Z1 + A2 Y Z2 + v 1 n 0 + E f 1 n U ==> PF1 + PF2 + 2,5 1 n MeV Tous les PF sont radioactifs émetteurs b et/ou g

14 PF : désexcitation 143 Xe + 90 Br

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16 Absorption = Capture 238 U (n,g) peuvent être multiples Production 239 Pu et actinides mineurs AM

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19 Dans un réacteur, la réaction est contrôlée de façon à ce qu un seul des neutrons générés par chaque fission en provoque une nouvelle. Un modérateur est utilisé pour ce contrôle.

20 Les réactions n + 235,238 U, ( 239 Pu), + modérateur un peu de neutronique n th U ==> PF 1 + PF 2 + 2,5 n 0 < E n < 14 MeV Energie cinétique Classification 0,025 ev thermiques de 0,025 ev à 100 ev lents de 100 ev à 10 kev intermédiaires de 10 kev à 10 MeV rapides > 10 MeV haute énergie

21 Spectre en énergie des neutrons de fission de 235 U Choix: utiliser les neutrons à l énergie de fission (1 à 3 MeV) OU ralentir les neutrons jusqu à ce qu ils soient thermiques

22 Bilan en énergie d une fission 200 MeV (30 picojoules) par fission fragments de fission: 166 MeV d énergie cinétique 29 MeV d énergie interne (récupérée par leur désexcitation) neutrons: 5 MeV pour en moyenne 2.5 neutrons

23 liée à la probabilité de la réaction Absorption = Fission 235,238 U, 239 Pu (n,f) section efficace : s : en barn m 2 (ou 100 fm 2 )

24 Vie d un neutron dans un réacteur Neutron utile: capturé par 235 U et produit une fission Neutrons inefficaces: - capturé par 238 U - capturé par les matériaux du réacteur - sort de la zone de réaction - capturé par 235 U et ne produit pas de fission Bilan doit être d un neutron produisant une fission résulte en un neutron en produisant une autre

25 Captures Radiatives (n,g)

26 Diffusion (n,n ) élastique la plus probable - (n,n g) inélastique E r = 4A/(1+A) 2 (cos 2 ) E n E r = E recul cible, A = masse, = angle recul [E r /E n ] MAX = 4A/(1+A) 2 Cible A E r /E n 1 H H 2 0,889 ==> Modérateur matériaux légers 4 He 4 0, C 12 0, O 16 0, U 238 0,0167

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28 Parcours typique d un neutron dans un réacteur (des cm : gigantesque)

29 (n,g) ds 238 U zone des résonances

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31 Criticité E n la plus probable = 0,7 MeV <E n > = 2 MeV probabilité de fission (section efficace) si E n thermalisation modérateur tous ces choix conditionnent le bilan neutronique k = constante de multiplication = fissions(t+1)/fissions(t) si k <1 si k = 1 si k > 1 système sous-critique système critique système sur-critique

32 Les 4 Facteurs - Réacteur infini (théorique) - pas de pertes 1 n th provoque une fission et produit neutrons rapides de «E n» = 2 MeV ces neutrons rapides provoquent des fissions rapides ( 238 U) qui multiplient le nombre de neutrons par modération, les n epith peuvent être absorbés (trappés) par les composants lourds présents dans le réacteur p : probabilité de survie après thermalisation, diffusion des neutrons jusqu à absorption f probabilité d absorption menant à fission k = p f

33 ces nombres sont des constantes pour un isotope n = multiplicité pour combustible réel (plusieurs isotopes fissiles et fertiles) =Nombre moyen émis par absorption (fission + capture) modifiable par composition isotopique combustible n = 1,5 si 235 U à 1% n = 2,07 si à 5% autres facteurs : -masse totale et composition isotopique du système complet -énergie des neutrons au moment de leur absorption

34 Réacteur réel - fuites et pertes Réacteur réel: k eff = 1 donc avec k >1

35 Modération # Compacité : ralentir les neutrons avec un minimum de chocs pour atteindre E th Modérateur Nombre de chocs Parcours (mm) C D H 2 O 18 57,5 U # Transparence : diffuser sans absorber n th : 520 mm dans C, 100 mm D 2 O, 28 mm H 2 O # Minimiser les captures sans fission dans combustible

36 Les choix D 2 O : compromis transparence-efficacité; H 2 0 : le plus compact et bon caloporteur; C : ne peut pas être caloporteur

37 Stabilité et Pilotage du réacteur r = réactivité = (k eff - 1)/k eff Stabilité r = 0 Temps entre deux génération de fission très court: de quelques ms à quelques ms temps nécessaire à une divergence trop court pour toute réaction humaine Si temps entre deux fissions = 10-4 s, variation de 0.1 % du facteur de multiplication induit une variation de puissance: P=P 0 e (k-1)t/t soit e 10 en 1 s (20000)!

38 Tous les neutrons ne sont pas émis à l instant même de la fission (10-14 s) faible proportion de neutrons sont retardés (0.65% pour 235U) Neutrons retardés

39 tous les neutrons ne sont pas émis en même temps immédiatement par les produits de fission neutrons retardés ( fraction b 0,65%) (émis après décroissance b - de fragments de fission) <t> ret. = 14 s effet marginal sur le nombre de neutrons mais essentiel sur le temps moyen entre deux fissions Le fonctionnement d un réacteur est tel qu il n atteint la criticité qu avec l appoint des neutrons retardés.

40 Neutrons retardés émis par les transactinides isotope b(%) bt r (sec) 232 Th U U U Pu Am Cm

41 Pilotage du réacteur Variation du facteur d utilisation thermique f Introduction contrôlée d absorbants de neutrons thermiques: 10 B (bore) liquide dans l eau modérateur/caloporteur barres d absorbants solides (Cd)

42 Evolution de la réactivité durant la vie d un réacteur r évolue lentement (1%/mois) # usure du combustible et sa conversion en d autres isotopes # apparition de produits de fission et d actinides non fissiles ( 240,242 Pu) qui absorbent les neutrons

43 Poisons neutroniques (grande probabilité d absorption des neutrons) ex : 135 Xe produit par cascade b - à longues périodes du 135 Te (19 s) ===> 135 I (6.6 h) ==> 135 Xe (9.1 h) ==> 135 Cs ( ans) Grande probabilité de capture de neutrons par le 135 Xe équilibre entre production par décroissance des PF destruction par capture de neutrons si ARRET du réacteur, ARRET de la destruction chute de réactivité de 2% pour 9 h d arrêt!! effet du 135 Xe disparaît par décroissance en 30h peut empêcher le redémarrage (TCHERNOBYL!!)

44 Compensation de la baisse de réactivité pour 36 mois Cause en pcm Usure Combustible Xe, Sm, poisons 4000 T modérateur 4000 Ebullition modérateur 3000 T Combustible 1000

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