Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité

290 pages

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Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité , livre ebook

EDP Sciences - Paul Reuss

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Description

D’une façon générale, l’état critique désigne la frontière entre deux comportements antinomiques d’un système physique ou biologique. Pour les spécialistes des réacteurs nucléaires, c’est l’état qui sépare le cas d’une réaction en chaîne de fissions qui s’éteint inexorablement et celui d’une réaction qui, au contraire, se développe de plus en plus vite, jusqu’à ce qu’intervienne une contre-réaction. Cet état, caractérisé par un « facteur de multiplication » juste égal à 1, est celui qui est visé dans un réacteur devant fournir une puissance constante dans le temps. Mais dans les autres installations où sont manipulées des matières fissiles – fabrication, transports, retraitement de combustibles nucléaires – il faut absolument éviter d’atteindre et surtout de dépasser l’état critique qui conduirait à un accident causant des dégâts matériels et émettant des rayonnements dangereux.

Ce livre développe ces notions de criticité, apporte les éléments de neutronique permettant d’évaluer le facteur de multiplication, analyse les scénarios accidentels susceptibles d’intervenir et présente les expérimentations et les codes de calcul associés.

Les spécialistes du nucléaire seront intéressés par une présentation originale de ce problème. Les autres lecteurs découvriront un domaine de la physique peu connu mais, comme tous les autres, passionnant.

Sujets

Techniques

Energie et Environnement

Energie & environnement

Science

Nucléaire

Nuclear

Physics

Sciences et techniques

Physique

Physical attractiveness

Informations

Publié par	EDP Sciences
Date de parution	10 mars 2016
Nombre de lectures	0
EAN13	9782759820009
Langue	Français
Poids de l'ouvrage	5 Mo

Informations légales : prix de location à la page 0,7200€. Cette information est donnée uniquement à titre indicatif conformément à la législation en vigueur.

Extrait

Quintesciences

Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité

Paul Reuss

Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité

Paul Reuss

Illustration de couverture.En fond, de gauche à droite, quatre grandes étapes de la criticité d’une réaction en chaîne de ﬁssions : – les restes d’un des réacteurs fossiles d’Oklo qui a fonctionné spontanément il y a environ deux milliards d’années ; – la pile CP1 d’Enrico Fermi qui divergea à Chicago le 2 décembre 1942 ; – la pile française Zoé qui divergea le 15 décembre 1948 à Fontenay-aux-Roses ; – le réacteur Silène à Valduc qui permit de simuler des accidents de criticité [crédits : auteur, Argone National Laboratory et CEA]. En surimpression, une courbe typique d’évolution de la puissance au cours du temps lors d’un accident de criticité simulé sur Silène.

Imprimé en France ISBN : 978-2-7598-1672-9

Tous droits de traduction, d’adaptation et de reproduction par tous procédés, réservés pour tous pays. La loi du 11 mars 1957 n’autorisant, aux termes des alinéas 2 et 3 de l’article 41, d’une part,que les « copies ou reproductions strictement réservées à l’usage privé du copiste et non des-tinées à une utilisation collective », et d’autre part, que les analyses et les courtes citations dans un but d’exemple et d’illustration, « toute représentation intégrale, ou partielle, faite sans le consen-tement de l’auteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite » (alinéa 1er de l’article 40). Cette représentation ou reproduction, par quelque procédé que ce soit, constituerait donc une contrefaçon sanctionnée par les articles 425 et suivants du code pénal. cEDP Sciences, 2016

même

auteur

Traité de neutronique, Hermann, 1978 et 1985, en collabotation avec Jean Bussac. Éléments de physique nucléaire à l’usage du neutronicien, Institut national des Sciences et techniques nucléaires, 1981, 1987 et 1995. Éléments de neutronique, Institut national des Sciences et techniques nucléaires, 1986 et 1995. Clefs pour la neutronique des réacteurs à eau sous pression, Institut national des Sciences et techniques nucléaires, 1990. L’énergie nucléaire, PUF, « Que sais-je ? », numéro 317, 1994, 1999, 2006 et 2012. La neutronique, PUF, « Que sais-je ? », numéro 3307, 1998. Précis de neutronique, EDP Sciences, coll. « Génie atomique », 2003. Exercices de neutronique, EDP Sciences, coll. « Génie atomique », 2004. L’épopée de l’énergie nucléaire, une histoire scientiﬁque et industrielle, EDP Sciences, coll. « Génie atomique », 2007. Énergie, électricité et nucléaireGénie atomique », 2008, en, EDP Sciences, coll. « collaboration avec Gilbert Naudet. Neutron Physics, EDP Sciences, coll. « Nuclear Engineering », 2008.

iii

Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité

Tchernobyl, 25 ans après... Fukushima. Quel avenir pour le nucléaire ?, Lavoisier, 2011, en collaboration avec Michel Chouha. Parlons nucléaire en 30 questions, la Documentation française, coll. « Doc en poche », 2012. Du noyau atomique au réacteur nucléaire. La saga de la neutronique française, EDP Sciences, coll. « QuinteSciences », 2013.

Table

Du même auteur Avant-propos Préface

des

 Partie I Qu’est-ce que la criticité ?

matières

 Chapitre 1 De la découverte de la radioactivité à la pile de Fermi  Chapitre 2 La notion de criticité

Chapitre 3 Modèles élémentaires d’évolution sans contre-réaction  Modèle discret sans source Modèle continu sans source Rampe de réactivité Modèles discret et continu avec source L’approche sous-critique L’aspect aléatoire d’une évolution  Chapitre 4 Modèles élémentaires d’évolution avec contre-réaction Modèle discret avec contre-réaction proportionnelle à l’effectif (équation logistique)

iii xi xv

3 11 19 19 20 21 22 24 25 29

Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité

Modèle discret avec contre-réaction proportionnelle à l’intégrale de l’effectif Modèles continus avec contre-réaction Modèle continu avec contre-réaction proportionnelle à l’effectif Modèle continu avec contre-réaction proportionnelle à l’intégrale de l’effectif

 Partie II La criticité d’une réaction en chaîne de ﬁssions

 Chapitre 5 La ﬁssion nucléaire

31 35 36 38

Chapitre 6 Les diverses réactions subies par les neutrons49  Diffusion et absorption 49 Le ralentissement des neutrons 51 Les sections efﬁcaces 52 Les résonances de sections efﬁcaces 53  Chapitre 7 La réaction en chaîne de ﬁssions et le facteur de multiplication57 L’équation de Boltzmann 59 Peut-il y avoir une situation stationnaire ? 60 Déﬁnition usuelle du facteur de multiplication 61 Évolution exponentielle 62 Chapitre 8 L’amorçage d’une réaction en chaîne de ﬁssions63  Les paramètres caractérisant la probabilité d’amorçage 64 Chaînes de ﬁssions 65 Probabilités d’amorçage et d’extinction d’une réaction en chaîne 65 Longueur moyenne des chaînes dans une situation sous-critique 68 Chapitre 9 L’accident de criticité71  Historique et phénoménologie 71 Prévention et mitigation des accidents de criticité 76 Accidents de criticité dans les réacteurs de puissance 77

Partie III Modélisations neutroniques élémentaires en criticité 

Chapitre 10 Le calcul du facteur de multiplication  Facteur de multiplication inﬁni et facteur de multiplication effectif Le spectre des neutrons Réacteurs à neutrons rapides et réacteurs à neutrons thermiques Facteur de multiplication inﬁni pour les réacteurs à neutrons rapides Le ralentissement des neutrons Facteur de multiplication inﬁni pour les réacteurs à neutrons thermiques (formule des quatre facteurs) Exemples numériques

83 83 84 85 87 88

91 92

Table des matières

L’équation de la diffusion Condition critique de la pile nue et homogène Condition critique d’une pile homogène réﬂéchie Théorie diffusion-multigroupe  Chapitre 11 La formule des quatre facteurs Une approche physique Notion de cellule La méthode des probabilités de première collision Facteur de ﬁssion rapide Facteur antitrappe Facteur d’utilisation thermique et facteur de reproduction  Chapitre 12 Les principaux paramètres conditionnant le facteur de multiplication Un formulaire simpliﬁé 1) Les ﬁssions 2) Les captures stériles 3) La modération 4) Les fuites 5) Les interactions entre unités ﬁssiles Quelques exemples de masses critiques minimales Chapitre 13 Les solutions ﬁssiles  Facteur de multiplication inﬁni de solution de nitrate d’uranyle Choix d’exemples pour l’étude des fuites Modèle neutronique Concentration critique minimale (mer inﬁnie) Pile nue homogène Pile homogène réﬂéchie Pile à puissance uniforme Pile à masse critique minimale Résumé Chapitre 14 Les principales contre-réactions jouant sur le facteur  de multiplication

Qu’est-ce qu’une contre-réaction ? Quels sont les effets physiques ? Les coefﬁcients de réactivité L’effet Doppler Les effets de densité Les effets de spectre

93 94 95 97 99 99 100 102 106 108 113

117 117 119 120 121 122 124 126 129 129 130 131 133 133 135 136 139 143

145 145 146 146 147 148 149

vii

Fission nucléaire, réaction en chaîne et criticité

viii

Discussion Exemple : les effets de température dans les solutions Effet Doppler Effet de dilatation Effet de spectre surk∞pour une matière ﬁssile très enrichie Effets sur les fuites Coefﬁcient de température global Chapitre 15 La cinétique d’une réaction en chaîne  Cinétique sans neutrons retardés Qu’est-ce que les neutrons retardés ? Cinétique avec neutrons retardés L’équation de Nordheim Cinétique lente (au voisinage de la criticité) Cinétique rapide (au-delà de la criticité par neutrons prompts) Les unités de réactivité « Créneau » de réactivité « Toit » de réactivité  Chapitre 16 Modélisations des accidents rapides de criticité

Modèle simpliﬁé (dit de « Nordheim-Fuchs ») Prise en compte des neutrons retardés et de la puissance initiale Conclusion  Chapitre 17 Modélisations des accidents lents de criticité Modèle neutronique Modèle adiabatique A ′ Modèle adiabatique A avec maintien du refroidissement initial Modèle E à température constamment équilibrée Modèle intermédiaire R (refroidissement) Conclusions

 Partie IV Codes de calcul de criticité et qualiﬁcations

 Chapitre 18 Les codes de calcul du facteur de multiplication Introduction La neutronique Les calculs de transport Le code APO L LO Le code APO L LO2 Les calculs de diffusion Les calculs Monte-Carlo

150 150 150 150 152 154 156 157 157 159 161 161 164 165 165 165 167 171 172 175 180 181 181 182 186 189 191 195

199 199 200 202 203 204 204 205

Table des matières

Les codes TR I P O L Iet MO R E T Le système CR I S TA L(version 1) Le système CR I S TA L(version 2)  Chapitre 19 Les expériences de qualiﬁcation des calculs du facteur de multiplication Les principaux types de mesures en neutronique expérimentale Quelques dispositifs expérimentaux français La base de données internationale ICSBEP La qualiﬁcation du système CR I S TA L Chapitre 20 Les codes de simulation des scénarios accidentels  La simulation des accidents de criticité L’évaluation des doses résultant d’un accident de criticité  Chapitre 21 Les expériences de qualiﬁcation des simulations des scénarios accidentels Le réacteurCabri Le réacteurScarabée Le réacteurPhébus Le réacteurCrac Le réacteurSilène Les réacteursProspéro et Caliban

 Partie V Conclusion

Chapitre 22 Des réacteurs d’Oklo aux analyses de sûreté-criticité  La découverte de réacteurs fossiles à Oklo Des circonstances exceptionnelles Quelques ordres de grandeur Oklo, un analogue naturel d’un stockage de produits radioactifs ? Le premier « accident de criticité »

Bibliographie

Remerciements

Glossaire

Index

206 210 212

215 216 223 225 226 229 229 231

233 234 235 235 237 239 241

247 247 249 250 251 251

257

261

263

269