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La réaction de fission de l’uranium
23592U Les barres de combustible
Comparaison entre combustibles nucléaires et fossiles (voir exercice)
Le rôle du fluide caloporteur Le rôle du modérateur
6
Le contrôle de la réaction en chaîne
L’accident de Three Mile Island et la catastrophe de Tchernobyl Le rôle des barres de contrôle
L’impact des neutrons retardés
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Pastille de combustible d’uranium dans une gaine de zircaloy
Le combustible est conditionné sous forme de pastilles d’oxyde d’uranium (UO2) pesant une dizaine de grammes(masse totale du combustible'100 tonnes).
Les pastilles sont confinées dans unegaine de zircaloy ('4 mètres de long)et forment un crayon de combustible('300 pastilles par crayon)(Le zircaloy est un alliage de Zirconium (9040Zr) qui absorbe très faiblement les neutrons).
Pour charger un réacteur REP de 1300 MW, on assemble environ 200 groupes (fagots) de 250 crayons, ce qui représente près de 15 millions de pastilles.
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Nature probabiliste de la réaction de fission de l’uranium
23592U
Percuté par un neutron, l’uranium
23592U va le capturer et son énergie cinétique va se distribuer entre les 236 nucléons qui constituant maintenant son noyau. Ce dernier devient instable ; il va se déformer et éclater en deux fragments de masse à peu près équivalente.
Ces fragment de fission sont les éléments qui se situent à peu près au milieu du Tableau Périodique des Éléments
La nature probabiliste de la réaction fait qu’il existe plusieurs centaines de combinaisons possibles de fissions du noyau d’uranium.
Les produits de fission sont tous les descendants des fragments de fission présent dans le combustible usagé.
On a dans les fragments de fission les élément tels que baryum (Ba), le krypton (Kr),le tellure (Te), le strontium (Sr), le xénon (Xe), le zirconium (Zr), etc ...
Fréquence de fission de23592Uen fonction du nombre de masse A des fragments de fission (pics A'94 et 140) :
Réactions de fission les plus courantes :
n +
23592U →
9438Sr +
14054Xe + 2n n +
23592U →
13952Te +
9440Zr + 3n n +
23592U →
14056Ba +
9436Kr + 2n n +
23592U →
141Ba +
92Kr + 3n n +
23592U →
144Ba +
90Kr + 2n
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Bilan énergétique détaillé de la réaction de fission de l’uranium
23592U
L’énergie d’une réaction de fission de l’uranium23592Ude se répartit de la façon suivant : Fragments de fission (énergie cinétique)'168 MeV
Neutrons de fission (énergie cinétique)'5 MeV (= 2 MeV *ν) Rayonnement de photonγprompt'7 MeV
Rayonnementβdes produits de fission excités'8 MeV Rayonnementγdes produits de fission excités'7 MeV
Rayonnement de neutrinos des produits de fission excités'12 MeV Total'207 MeV
Remarques :
1 Les produits de fission et les rayonsβdéposent leur énergie dans le combustible par ralentissement.
2 Une fraction des photons et des neutrons émis quittent le combustible et déposent leur énergie dans le modérateur, les structures, ect, ...
3 Les neutrinos quittent intégralement le réacteur.
4 Les captures neutroniques additionnelles donnent une énergie de 5 à 10 MeV par fission.
⇒le combustible reçoit une énergie moyenne de 185 MeV par fission sous forme calorifique.
⇒L’ensemble du réacteur reçoit une énergie moyenne de 200 MeV par fission qui est être récupérée par le fluide caloporteur.
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Deux remarques sur les neutrons de la réaction de fission de
23592U
REMARQUE 1: pour que la réaction de fission de l’uranium23592Uait lieu il faut que le neutron initial soit thermique ( sinon la probabilité pour que la réaction se produise est trop faible)
REMARQUE 2: les neutrons produit dans la réaction de fission (neutrons de fissions) sont rapides (donc pour entretenir la réaction il faut ralentir ces neutrons rapides)
Ecthermique'0,025 eV <Ecrapide>'2 MeV
Section efficace (∝probabilité) de fission de23592Upar des neutrons en fonction de leur énergie cinétique (gauche) - Distribution des énergies cinétiques des neutrons émis par23592U(droite)
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Notion de réaction en chaîne
Chaque fission produit un nombre moyen de neutrons compris entre deux et trois.
Les neutrons électriquement neutre peuvent se propager relativement loin avant d’interagir avec un autre noyau. S’il s’agit d’un noyau d’uranium 235, ils peuvent donner lieu à une nouvelle fission.
Les deux ou trois neutrons libérés lors d’une fission vont pouvoir provoquer à leur tour de nouvelles fissions et libérer de nouveaux neutrons et ainsi de suite ... c’est la réaction en chaîne.
Dans un réacteur nucléaire
la réaction en chaîne est maîtrisée
.Sur les deux ou trois neutrons libérés lors d’une fission, seul l’un d’entre eux provoque une nouvelle, les autres sont capturés.Un équilibre doit être atteint :
une fission donne une fission
, qui donne une fission, etc ... (et non pas une fission donne deux fissions qui donnent quatre fissions, qui donnent huit fissions, etc....).Wilfrid da Silva (Énergie Nucléaire - Fission et fusion) UE LXC10 - Cours 2 : Le contrôle de la réaction de fission
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Énergie fournit par 1 g d’uranium
23592U et 1 g de charbon
1 La combustion chimique d’un atome de carbone126Cdégage 4,25 eV, donner en kilojoules (kJ), l’énergie dégagéeEgpar la combustion totale de 1 gramme de charbon. On a 1eV=1,6 10−19joules.
Eg = 1
12×6,02 1023×4,25×1,6 10−19=34kJ (1)
2 La fission d’un noyau d’uranium23592Ulibère une énergie de 200 MeV environ, donner en gigajoules (GJ), l’énergie libèréeElpar la fission de 1 gramme d’uranium23592U.
El = 1
235×6,02 1023×200 106×1,6 10−19=82GJ (2)
3 Afin d’évaluer grossièrement les performances d’un réacteur nucléaire les ingénieurs en génie nucléaire utilisent le résultat fort simple suivant :
Un gramme d’uranium23592Ufissionné fournit 1 MWj. Etez vous en accord avec ce résultat ?
1 MWj= 106×24×3600=86GJ'82 GJ (ordre de grandeur) (3) Le mégawatt-jour (MWj) est l’unité d’énergie employée en génie nucléaire (1 MWj correspond à l’énergie obtenue au bout d’un jour si la puissance fournie est de un méggawatt).
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Énergie fournit par 1 kg d’uranium naturel et 17 tonnes des charbon (voir exercice)
1 Sachant que l’uranium naturel contientx=0,71%(fraction isotopique) d’uranium
235
92U(le reste étant composé23892U), etez vous d’accord avec l’équivalence énergétique suivante :
1 kg d’uranium naturel→ 17 tonnes de charbon (4)
muranium naturel = m235 92U+m238
92U=m235 92U+N238
92U
238 NAV
= m235 92U+
“
Nuranium naturel−N235 92U
”238 NAV
= m235 92U+
N235 92U
x −N235 92U
!238 NAV =m235
92U+m235 92U
238(1−x) 235
= m235 92U
238−3x
235x '
m235 92U
x (x=0,71%) (5) m235
92U
235 ×200 106= 0,71%muranium naturel
235 ×200 106 =
m12 6C
12 ×4,25
⇒m12
6C=17 103muranium naturel (6)
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Le fluide caloporteur : un transporteur de chaleur
L’énergie libérée sous forme de chaleurlors de la fission des noyaux d’uranium23592U doit êtrerécupéréepour servir à la production d’électricité.Ce rôle est assuré par le fluide caloporteur.
Le caloporteur est une un fluide transporteur de chaleur. En circulant autour des barreaux d’uranium, ce fluide prend la chaleur du combustible pour la transporter hors du coeur du réacteur,
Le caloporteur maintient la température du réacteur à une valeur compatible avec la tenue des matériaux.
Le combustible est entouré d’une gaine métallique formant un boîtier étanche afin de l’isoler du fluide caloporteur. Cette précaution évite que le
combustible, qui est très chaud, soit directement en contact avec le caloporteur, ce qui pourrait provoquer des réactions chimiques entre les deux.
La gaine métallique empêche aussi que des produits de fission, qui sont radioactifs, puissent passer dans le caloporteur et sortir ainsi de la cuve du réacteur.
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Le fluide caloporteur : un transporteur de chaleur
Équation de diffusion de la chaleur :cv
∂T
∂t −λ ~∇2T=ωc
A l’équilibre :
T(r) = T(a) +ωc
4λ(a2−r2)
Profil radial des températures dans un barreau de combustible de rayon a
Densité linéique de puissance :πa2ωc<450Wcm−1 Température radiale maximale :T0< 27000C Température de la gaine :Tg< 6000C
Température du fluide caloporteur :Tf'3000C(REP)
TAB. 1:Caractéristiques thermiques Tf(0C) λ(Wcm−1K−1)
Fer 1535 0,8
Aluminium 2519 2,4
Carbone 3500 1,3
Oxygène -223 0,0026
Uranium 1797 0,28
Oxydes d’uranium 2700 0,025
Carbures d’uranium 2400 0,17
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Expériences à Ottawa de 1940 à 1942
L’objectif est de mettre en évidence qu’un milieu composé de quelques tonnes d’uranium et de carbone peut être multiplicateur de neutrons.
Une source de neutrons est entourée d’uranium et de carbone et on compte les neutrons qui atteignent les parois de l’enceinte
Uranium + Carbone⇒multiplication du nombre de neutrons émit par la source placée au centre
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Le rôle du modérateur
Ralentissement des neutrons dans du graphite : n +
126C → n +
126C
Le neutron d’énergie cinétique initialTcpossède l’énergie cinétiqueT0caprès le choc.
le noyau de carbone au repos avant la collision acquiert l’énergie cinétiqueT0c`12
6C´
après le choc.
La conservation de l’énergie et de l’impulsion lors de la réaction s’écrit :
Tc = T0c+T0c
“12 6C
”
~p = ~p0+~p0“
12 6C”
soit : T0c = A2+2Acosθcm+1 (A+1)2 Tc
oùθcm est l’ angle de déflexion du neutrons dan le centre de masse etA=M(126C)
M(n) . Siθcm=0⇒T0c=T0max.c =Tc
Siθcm=π⇒T0c=T0min.c =αTc(α=“
A−1 A+1
”2
<1)
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Le rôle du modérateur : ralentir les neutrons rapides
Les neutrons qui accompagnent les fragments de fission sont souvent trop énergétiques pour provoquer
efficacement une nouvelle fission(Ils passent trop vite à proximité des atomes d’uranium et les réactions de fission sont difficiles à obtenir).
Il faut donc ralentir considérablement ces neutrons dit rapide (vitesse∼20 000 km/s) jusqu’à une vitesse de l’ordre de 2 km/s (neutrons dit thermiques).
Principe du freinage : Les neutrons comme des boules se déplaçant sur une table de billard où se trouvent d’autres boules perdent de la vitesse en rebondissant sur les noyaux. Ce ralentissement est d’autant plus rapidement que les obstacles sont des noyaux légers, de masse voisine de celle des neutrons comme les noyaux d’hydrogène.
Le matériau qui ralentit les neutrons rapide est appelée le modérateur.
Problème : Il faut trouver un modérateur qui freine sans trop absorber (capturer) les neutrons.
Pour un bon fonctionnement du réacteur, combustible et modérateur doivent être alternés : combustible, modérateur, combustible, modérateur..
le BWR (Boilling Water Reactor) ralentit à l’eau
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L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin
Three Mile Island est une île de 3,3km2sur la rivière Susquehanna, près de Harrisburg, Pennsylvanie aux États-Unis.
Le réacteur N◦2 (appelé TMI-2) a subi l’accident de fusion du coeur et a en partie fondu.
Le réacteur est enfermé à l’intérieur du dome de béton qui est situé à l’arrière plan sur cette figure.
Cet accident a été classé au niveau 5 de l’échelle internationale des événements nucléaires (INES).
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L’accident de Three Mile Island et la catastrophe de Tchernobyl Le rôle des barres de contrôle
L’impact des neutrons retardés
L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=0 s : Les pompes d’alimentation des générateurs de vapeur
tombent en panne
⇒
État du réacteur ?⇒
Votre action ?Les 3 générateurs de vapeur récupèrent la chaleur du circuit primaire et produisent la vapeur du circuit secondaire.
Les turbines du groupe générateur dans lesquelles cette vapeur se détend et fournit l’énergie mécanique qui entraîne l’altérateur.
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L’impact des neutrons retardés
L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=0 s : Les pompes d’alimentation des générateurs de vapeur
tombent en panne
⇒ Augmentation de la température (300
◦C à 320
◦C) et de la pression (150 bar à 160 bar) dans le circuit primaire
⇒
Votre action ?Les 3 générateurs de vapeur récupèrent la chaleur du circuit primaire et produisent la vapeur du circuit secondaire.
Les turbines du groupe générateur dans lesquelles cette vapeur se détend et fournit l’énergie mécanique qui entraîne l’altérateur.
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L’impact des neutrons retardés
L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=0 s : Les pompes d’alimentation des générateurs de vapeur
tombent en panne
⇒ Augmentation de la température (300
◦C à 320
◦C) et de la pression (150 bar à 160 bar) dans le circuit primaire
⇒ Arrêt de la turbine et ouverture de l’électrovanne de décharge du pressuriseur ⇒ la pression diminue
Le pressuriseur assure le maintien de la pression ('150 bars) dans le circuit primaire et la cuve du réacteur.
Des résistances électriques chauffe l’eau du pressuriseur. La pression de la vapeur d’eau au dessus de l’eau liquide permet de maintenir la pression dans le circuit primaire.
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L’impact des neutrons retardés
L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=10 s : les paramètres du réacteur sont nominaux
⇒ La check-list est OK
⇒ Redémarage du réacteur en mode normal (les générateurs de vapeur fonctionnent avec les pompes de secours)
Les precédures de sécurité automatiques ont
parfaitement bien fonctionnées comme il se doit.
Ce cas de figure avait été envisagé et parfaitement traité.
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L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=15 s : la pression du circuit primaire descend à 152 bar, puis à
148 bar...
⇒
État du réacteur ?⇒
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L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=15 s : la pression du circuit primaire descend à 152 bar, puis à
148 bar...
⇒ La chute de pression fait que le réacteur n’est plus correctement refroidi et sa tempéraure augmente dangeureusement....
⇒
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L’accident de Three Mile Island : le 28 mars 1979, à 8 heures du matin t=15 s : la pression du circuit primaire descend à 152 bar, puis à
148 bar...
⇒ La chute de pression fait que le réacteur n’est plus correctement refroidi et sa tempéraure augmente dangeureusement....
⇒ il n’ont rien compris au phénomène pendant 16 heures d’affilées et ont essayées énormément d’options mais cela allait de plus en mal ...
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