Chapitre 2 -Systèmes à réaction en chaîne et réacteurs
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Chapitre 2 - Systèmes à réaction en chaîne etréacteurs
2.1 Le facteur de multiplication2.2 La formule des 6 facteurs
2.3 Conversion, surgénération (‘breeding’)
2.4 Introduction aux réacteurs de puissance2.5 Les concepts du futur (GEN-IV)
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2.1.1 Interprétation du « cycle de vie »
Succession de « générations » de neutronsTemps de vie d’une génération de neutrons : (á 1s)Rapport des populations entre 2 générations successives :
•
•
•
(+)
(+)
(+)
(+)
• • • • • • •i i+1i-1… …
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(+)
est le facteur de multiplication du milieu et on écrit:
(+)
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On pose:
(+)
si tous les neutrons de fission sont prompts
(+)
Que vaut ? Nécessité d’un modèle !
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(+)
La période T associée aux neutrons prompts est petite. Sur base de l’existencedes seuls neutrons prompts, un système à réaction en chaîne serait incontrolable !!
L’effet des neutrons retardés est essentiel.
•
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2.1.2 Interprétation du « bilan neutronique »
Soient :
On définit:
•
(a)
(b)
(c)
(a) + (b) + (c)
On retrouve la même équation :
(+)
(+)
(+)
(+)
(+)
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2.2 La formule des 6 facteurs
• Interprétation et évaluation de
Plusieurs problèmes se posent:
comment faire pour assurer ?
comment faire pour monter un système en puissance ?
•
ralentissement
On suit un neutron depuis son apparition en A jusqu’à sa disparition
(éventuelle) en B . Pour un réacteur homogène alimenté en Unat :
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1. Fission « rapide »
(+)
2. Ralentissement
(+)
(+)
3. Diffusion « thermique »
(+)
(+)
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4. Fission « thermique »
(+)
(+)
(+)
(+)
(+)
En assemblant ces facteurs, on obtient :
(+)
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Si le milieu est de taille infinie :
(+)
(+)
Il faut que pour que :
(+)
C : Unat
réacteur hétérogène
D2O : Unat réacteur homogène (Nm/NU >30)
H2O : réacteur hétérogène + enrichissement (R )
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Valeur de k ¶
pour des mélangeshomogènes U/mod. en fonctiondu rapport Nm/NU pour les mod.suivants : H2O, D2O et C.
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Remarques :
a/ et dépendent essentiellement de la nature du combustible
b/ et dépendent de :
l’agencement du réacteur (homogène hétérogène),
du modérateur, des matériaux de structure,
de l’épuisement du combustible et de la présence de produits defission très absorbants (Xe, Sm)
•
•
•
(+)
D’où, pour un cœur frais, on fait en sorte que et on ajuste la criticité par l’introduction d’absorbants :
barres de contrôle, bore B10 dissout dans l’eau,crayons combustible avec poisons consommables (Gd).
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2.3 Conversion, surgénération (‘breeding’)
La capture neutronique dans des noyaux ‘fertiles’
fournit des noyaux fissiles.
•
(+)
(+)
• On définit le coefficient de conversion CR :
et le gain de conversion G :
(+)
(+)
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• On peut écrire
(+)
maintien de la réaction en chaîne
Pertes de neutrons par absorption et fuites
• On en conclut que
(+)
Surgénérateurs ‘rapides’Surgénérateurs ‘thermiques’
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Le coefficient de conversion CR dépend fortement de l’agencementdu réacteur.
•
Dans les réacteurs rapides, la conversion ‘fertile’Ø ‘fissile’ est réaliséedans la couverture•
Schéma d’un réacteur rapide
cœur fissile
couverture fertile
réflecteur
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2.4 Introduction aux réacteurs de puissance
Les systèmes à réaction en chaîne se distinguent par des critères physiques,technologiques et par leurs applications:•
Critères physiques* spectre : thermique, intermédiaire, rapide,
* surgénération : G>1.
Critères technologiques* nature du combustible : métallique, oxyde, carbure, nitrure, …
son enrichissement : faible, moyen, élevé,son agencement : crayons, boulets, sels fondus, …
* modérateur : C, H2O, D2O, …* fluide caloporteur : H2O, D2O, gaz, Na-liquide, Na/K, …* type de contrôle : barres, B10 dissout, poisons consommables.
Applications* mesure des constantes physiques,* production de neutrons et/ou de radioisotopes (secteur médical)* essai des matériaux,
* production d’électricité et/ou de chaleur,
•
•
•
Réacteurs de puissance
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Crayon de combustibleet
Assemblage de combustible PWR avec élément de contrôle
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Barres de contrôle Schéma de Réacteur PWR
GEN-II (3000 MWth)
Circuit de refroidissment primaire
Cuve de pression
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Circuit primaire d’un réacteur PWR à 4 boucles de refroidissement
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Schéma de réacteur BWR GEN-II (2894 MWth)
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Caractéristiques des éléments combustiblesLWR (GEN-II)
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Caractéristiques générales des centrales LWRde 1000 MWe (GEN-II)
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Le cycle du combustible nucléaire
Spent Fuel
Transportation
Reprocessing
Reprocessed Uranium
Stored
Zirconium
ProductsTubing
UraniumConcentrates
ConversionU3O8 UF6
Enrichment
UF6
Fuel
Fabrication
Reactor Power Production
MOXFabrication
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Aspects économiques : répartition des coûts OM&F
O&M
70%Fuel
30%
Fabrication
15%
Disposal
20%
Uranium
19%
Enrichment
42%
Conversion
4%Total
Operating
Costs (OM&F)
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Le développement de l’énergie nucléaire
TMI-2(28/03/79) Tchernobyl(26/04/86)Atoms for PeaceProgram(1952)
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Répartition des centrales nucléaires dans le monde
Consommation mondiale d’énergie primaire
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World consumption of Primary Energy
1850-2000-2100 (Gtoe) WEC98
Consommation mondiale d énergie primaire
1850-2000-2100 (Gtoe) CME 98
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Evolution de la production de combustibles liquides
Perspectives pour l’énergie nucléaire dans le monde
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Perspectives pour l’énergie nucléaire dans le monde
P d ti d’ ti id i é ti ( )
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Production d’actinides mineurs par réactions (n,g)
Actinides les plus significatifs :
Np237 : T1/2 = 2.14x106 a
Pu239 : T1/2 = 2.40x104 a
Pu242
: T1/2 = 3.74x105
aAm243 : T1/2 = 7.36x103 a
Cm245 : T1/2 = 8.50x103 aCm246 : T1/2 = 4.73x103 a
Cm247
: T1/2 = 1.60x106
aCm248 : T1/2 = 3.40x105 a
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Evolution de la radiotoxicité des résidus decombustible LWR
Niveau de toxiciténaturelle LWR
Niveau de toxiciténaturelle RR
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Stratégies de cycle du combustible et pistes pour l’avenir
Le cycle du combustible : élimination du Pu
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yet des actinides mineurs
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2.5 Les concepts du futur (GEN-IV)
Génération IV (Gen-IV) est une initiative du USDOE-NEST (Department of Energy-Nuclear Energy Science and Technology) avec les éléments suivants :
• NERI (Nuclear Energy R esearch Initiative) : budget de recherche pour
l’étude de conceptes de réacteurs nucléaires innovants, (budget annéefiscale 2001 : 32 x 106 US$)
• GIF (Generation-IV International Forum) : participation internationale
à la définition d’objectifs technologiques stratégiques et de choix deconcepts de réacteurs innovants
Membres de GIF : 10 pays avec participation de NEA-OCDE et l’UE.
Generation IV International
Forum (GIF)
SuisseCorée
Brésil Canada France Japon
USAGB Afr du Sud
Argentiine
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But de Gen-IV
Déploiement en 2030 de nouvelles génération de réacteurs satisfaisantun ensemble de critères technologiques liés à
1. Développement durable,
2. Fiabilité et sûreté,
3. Économie
•
• Six concepts de réacteurs innovants :
• ‘Gas cooled Fast Reactor’ (GFR)• ‘Lead-alloy liquid metal cooled Fast Reactor’ (LFR)
• ‘Molten Salt Reactor’ (MSR)• ‘Sodium liquid metal-cooled Fast Reactor’ (SFR)• ‘SuperCritical Water Reactor’ (SCWR)• ‘Very High Temperature gas cooled Reactor’ (VHTR)
… selected in Sept. 2002.
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Schéma du concept
de GFR
Schéma du concept
de LFR
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Schéma du conceptde SFR
Schéma du concept
de MSR
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Schéma du concept
de SCWR
Schéma du concept
de VHTR
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