Chapitre 2 -Systèmes à réaction en chaîne et réacteurs

8/4/2019 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… …



4

(+)

est le facteur de multiplication du milieu et on écrit:

(+)



5

On pose:

(+)

si tous les neutrons de fission sont prompts

(+)

Que vaut ? Nécessité d’un modèle !



6

(+)

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.

•



7

2.1.2 Interprétation du « bilan neutronique »

Soient :

On définit:

•

(a)

(b)

(c)

(a) + (b) + (c)

On retrouve la même équation :

(+)

(+)

(+)

(+)

(+)



8

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 »

(+)

(+)



10

4. Fission « thermique »

(+)

(+)

(+)

(+)

(+)

En assemblant ces facteurs, on obtient :

(+)



11

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 :

(+)

(+)



15

• 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



21

Schéma de réacteur BWR GEN-II (2894 MWth)



22

Caractéristiques des éléments combustiblesLWR (GEN-II)



23

Caractéristiques générales des centrales LWRde 1000 MWe (GEN-II)



24

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)



26

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



28

World consumption of Primary Energy

1850-2000-2100 (Gtoe) WEC98

Consommation mondiale d énergie primaire

1850-2000-2100 (Gtoe) CME 98



29

Evolution de la production de combustibles liquides

Perspectives pour l’énergie nucléaire dans le monde



30

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



33

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



39

Schéma du concept

de SCWR

Schéma du concept

de VHTR



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Documents

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