EPREUVE COMMUNE DE TIPE 2008 - Partie D

LES ABSORBANTS DE CONTROLE • Temps de préparation : ........................... 2h15 minutes • Temps de présentation devant le jury : ....... 10 minutes • Entretien avec le jury : ................................ 10 minutes

GUIDE POUR LE CANDIDAT : Le dossier ci-joint comporte au total : 17 pages, soit :

- un document principal de 14 pages et 3 pages d'annexes - Annexe 1 : les réactions nucléaires lors de l’irradiation du réacteur (1 page) - Annexe 2 : glossaire (2 pages)

TRAVAIL SUGGERE AU CANDIDAT : Justifier le rôle des absorbants et leurs critères de choix puis présenter le mécanisme de commande associé. CONSEILS GENERAUX POUR LA PREPARATION DE L’EPREUVE : • Lisez le dossier en entier dans un temps raisonnable. • Réservez du temps pour préparer l’exposé devant le jury. • Vous pouvez écrire sur le présent dossier, le surligner, le découper mais tout sera à

remettre au jury en fin d'oral. • En fin de préparation, rassemblez et ordonnez soigneusement TOUS les documents

(transparents, etc.) dont vous comptez vous servir pendant l'oral, ainsi que le dossier, les transparents et les brouillons utilisés pendant la préparation. En entrant dans la salle d'oral, vous devez être prêts à débuter votre exposé.

A la fin de l'oral, vous devez remettre au jury le présent dossier, les transparents et les

brouillons utilisés pour cette partie de l'oral, ainsi que TOUS les transparents et autres

documents présentés pendant votre prestation

1

Les 58 réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) d’EDF fournissent 80 % des besoins en

électricité de la France. Si aucun accident grave n’est survenu en France, des accidents

dramatiques (Tchernobyl, Three Miles Island) ont posé le problème de la sûreté nucléaire.

L’impératif de sûreté nucléaire peut se décliner en plusieurs objectifs techniques : maîtrise des

réactions nucléaires au sein du cœur du réacteur, de l’évacuation de l’énergie produite, des 5

effluents et des déchets… Ce dossier en aborde un des aspects : la maîtrise de la réaction

nucléaire en chaîne via les absorbants de contrôle.

I-Principe de fonctionnement d’un réacteur nucléaire à eau pressurisée (REP) 10

Les réacteurs nucléaires électrogènes français sont des réacteurs à eau pressurisée (REP). Ces

centrales comportent deux circuits distincts : le circuit primaire qui extrait l’énergie produite

par le cœur et la transfère au circuit secondaire qui la transforme en vapeur puis en électricité.

L’eau du circuit primaire, fortement pressurisée (15,5 Mpa, 320 °C), circule dans le réacteur 15

pour y être réchauffée au contact du combustible où se produisent les fissions. Elle passe

ensuite dans les générateurs de vapeur (GV) où l’eau du circuit secondaire se transforme en

vapeur au contact des tubes parcourus par l’eau chaude du circuit primaire. La vapeur entraîne

le groupe turboalternateur producteur d’électricité puis passe dans le condenseur pour y être

refroidie, condensée et renvoyée dans les générateurs de vapeur (figure 1). 20

Figure 1 : schéma simplifié d’un REP de propulsion navale

25

30

Pressuriseur

Générateur de vapeur

Cœur nucléaire (combustible)

Condenseur

Pompe primaire

Turbine

Pompe alimentaire (circuit secondaire)

Circuit secondaire

Circuit secondaire

Circuit primaire

2

Ainsi, les réacteurs nucléaires exploitent l'énergie dégagée par les fissions (*) provoquées par 35

des flux de neutrons sur des noyaux d'éléments lourds naturels ou artificiels (uranium ou

plutonium). On dispose donc de crayons de combustible, confinés dans des gaines

métalliques, répartis au sein d'un circuit caloporteur évacuant la chaleur vers un échangeur de

chaleur (générateur de vapeur) puis une turbine ou un turboalternateur. Les différentes filières

nucléaires résultent de choix sur l'énergie cinétique des neutrons incidents (réacteurs à 40

neutrons rapides ou à neutrons lents), sur la nature de l'élément modérateur qui permet de

ralentir les neutrons (eau légère, eau lourde ou graphite) puis enfin sur des paramètres

thermohydrauliques (caloporteur gazeux ou liquide, circuit mono ou diphasique,

pressurisation, etc.). En France, les REP électrogènes sont dits thermiques : les neutrons

provoquant la fission sont lents. L'enrichissement en matière fissile du combustible ou 45

l'emploi d'uranium naturel résulte de ces choix. Certaines captures neutroniques (voir annexe

1 ) peuvent produire de nouveaux éléments fissiles. Le retraitement des combustibles usés

(récupération du Pu 239) et le rechargement en cœur (combustible MOX , "mixed oxydes")

permettent d'optimiser le cycle du combustible.

50

La fission nucléaire est la scission d’un noyau lourd (235U, 239Pu), suite à son interaction avec

un neutron incident, en deux noyaux plus légers (les produits de fission : PF), accompagnée

de l’émission de 2 à 3 neutrons rapides, de rayonnements et d’un important dégagement

d’énergie ( 200 MeV par fission). La fission libérant plus de neutrons qu’elle n’en consomme

il est alors concevable, qu’une fois amorcée, une réaction en chaîne puisse se poursuivre selon 55

le principe suivant : neutrons → fissions → neutrons → fissions →…

L’auto-entretien de la réaction dépend de la valeur du coefficient de multiplication k, nombre

moyen de fissions observées à partir d’une fission initiale. Ce nombre est plus petit que le

nombre moyen de neutron émis par fission ( 2,42 pour l’235U ) car certains neutrons sont

perdus, soit parce qu’ils sont capturés par un noyau quelconque, soit parce qu’ils s’échappent 60

du système (fuites). En raisonnant sur N fissions initiales, on obtient en moyenne, au fur et à

mesure des générations : N → N.k → N.k² → N.k3 → N.k4 → …

65

(*) : Les termes en caractères gras sont définis en annexe 2.

3

Il apparaît que :

70

• si k est nettement supérieur à 1, la réaction s’emballe, ce qui est recherché dans une

arme nucléaire.

• si k n’est que très légèrement supérieur à 1, la réaction s’enclenche mais reste sous

contrôle. C’est le cas, de façon transitoire, lors du démarrage du réacteur.

• Si k est juste égal à 1, la réaction se maintient à un niveau stable. Cet état, la criticité, 75

est réalisé dans un réacteur en fonctionnement normal.

• Si k est plus petit que 1, la réaction s’amenuise rapidement ( sous-criticité ).

Le contrôle de la réaction en chaîne est donc indispensable pour éviter tout emballement du

processus, les générations se succédant tous les 10-4 secondes. On dispose ainsi dans le 80

réacteur des matériaux capturant les neutrons en excédent, la régulation se faisant par

insertion variable de "grappes de contrôle", éléments mobiles, ou de bore neutrophage

dissous dans le circuit primaire. La sûreté est assurée par des contre-réactions efficaces en

toutes circonstances et des dispositifs d'alarme stoppant les processus. Il en résulte donc un

bilan exactement contrôlé de la population neutronique, conséquence de l'équilibre entre les 85

productions de neutrons par fission et leur disparition par absorption (capture et fission) ou

par fuites.

Les assemblages combustibles sont, pour la plupart, "grappés", ce qui signifie qu’une grappe

d’absorbants de contrôle peut se déplacer (verticalement) au sein de l’assemblage. Les 90

moteurs de commande de ces grappes traversent le couvercle de la cuve et sont placés à la

verticale du cœur. Il faut également noter que le flux de neutrons n’est pas uniforme en raison

des fuites de neutrons en périphérie du cœur, en effet, les fissions sont plus probables dans la

zone centrale du cœur.

95

II-Les absorbants de contrôle

Les différents systèmes de contrôle de la réactivité permettent de garder à tout moment la

maîtrise des réactions nucléaires de fission dans le cœur d’un réacteur nucléaire : pilotage de

la puissance, arrêt sûr du réacteur, compensation de l’usure du combustible. Si ces systèmes 100

peuvent prendre diverses formes ils sont principalement solides. Les matériaux constitutifs

4

possèdent des noyaux capturant les neutrons (voir annexe 1). On appelle « matériau

absorbant » la forme physico-chimique sous laquelle ces noyaux sont présents et « éléments

absorbants » les organes élémentaires contenant le matériau absorbant. Les éléments

absorbants mobiles des REP électrogènes sont appelés barres ou grappes, ils sont composés 105

de crayons absorbants ( 24 crayons pour une grappe destinée à un assemblage, figure 2). En

propulsion nucléaire navale les absorbants mobiles ont une autre géométrie : ce sont des croix

(figure 3).

Figure 2 : crayons absorbants et grappe Figure 3 : croix absorbante 110

115

120

La propriété la plus importante pour un matériau absorbant est la section efficace

microscopique d’absorption de neutron par ses noyaux. Cette grandeur définit la capacité

d’un noyau à interagir avec un neutron soit par capture : absorption-capture ( le neutron est

intégré à l’isotope, il y a formation d’un noyau composé excité qui va se désexciter en

émettant un photon gamma) soit par fission du noyau composé : absorption fission, qui se 125

traduit par l’émission d’un rayonnement alpha dans le cas du bore10.

Suivant ce qui est recherché, divers noyaux neutrophages sont utilisés et ce dans des

concentrations variables. En effet, on distingue trois types de barres de contrôle : les barres de

compensation en matériaux moyennement absorbants pour contrôler « grossièrement » 130

l’ensemble de la réactivité disponible (variable) du réacteur, les barres de pilotage en

matériaux peu absorbants et les barres de sécurité en matériaux très absorbants pour l’arrêt ou

le démarrage. Pratiquement il faut que les sections efficaces d’absorption des neutrons soient

au moins supérieures à 100 barns pour des neutrons thermiques. Ainsi les matériaux utilisés

sont le bore et le cadmium pour les REP EDF, le hafnium et le gadolinium pour les REP de 135

Crayon absorbant

5

propulsion navale. Dans les REP EDF le bore est ajouté en solution sous forme d’acide

borique dans l’eau primaire et peut aussi être présent dans des barres en B4C. La réaction

(n,α) avec le bore 10 est : 1 10 7 40 5 3 2n+ B Li+ α→ . La régulation par injection de bore génère des

effluents et nécessite une usine de traitement, cette solution ne peut donc être retenue pour les

REP de propulsion navale. Le contrôle de la réactivité se fait alors avec des absorbants 140

mobiles : des croix. Les REP de propulsion navale ne doivent pas être sensibles aux chocs ni à

l’inclinaison du navire, aussi la géométrie et la composition du combustible et des absorbants

mobiles sont différentes. Les croix sont en Hafnium qui, malgré son prix, présente de

nombreux avantages : absence de fluage et de gonflement sous irradiation . Les réactions

nucléaires des neutrons avec les isotopes de l’Hafnium sont de type (n,γγγγ), ainsi avec 145

l’Hafnium 176 : 1 176 177 1770 72 72 72*n Hf Hf Hf γ+ → → + .

Dans le cas des réactions (n,γ) il existe de nombreuses résonances (figure 4) dans le domaine

des neutrons épithermiques (entre 1 eV et MeV). Ces résonances sont liées à des niveaux

préférentiellement adoptés par des noyaux et déterminés par la physique quantique. Si le 150

neutron incident absorbé possède une énergie cinétique qui correspond juste à ce qui est

nécessaire au noyau pour atteindre un de ces niveaux énergétiques, la section efficace

d’absorption devient très grande. Une première approche pour prendre en compte ces

résonances dans le calcul de l’efficacité d’un matériau absorbant consiste à utiliser une valeur

globale de la section efficace dans le domaine épithermique, appelée intégrale de résonance. 155

Tableau 1 : principaux éléments ayant des aptitudes d’absorption neutronique

Elément Masse atomique

(isotopie

naturelle)

Section efficace

d’absorption (barns)

en thermique

Intégrale de

résonance (barns)

en épithermique

Commentaire

B 10,811 766 394 Utilisé essentiellement sous forme de B4C

Rh 102,91 145 1036 Métal précieux

Ag 107,87 68 923 Utilisation généralement combinée sous

forme d’alliage AIC Cd 112,41 2349 63

In 114,82 193 3085

Eu 151,97 4549 2581 Coût élevé

Gd 157,25 48935 560 Poison de référence

Hf 178,49 111 2762 Avec l’AIC, absorbant de référence

Au 196,97 106 1936 Métal précieux

6

Si le bore naturel comporte un seul isotope neutrophage (le Bore 10), d’autres éléments

comme le gadolinium ou le hafnium possèdent plusieurs isotopes capturant les neutrons. 160

L ‘hafnium comporte 5 isotopes capturant en chaîne : 176Hf → 177Hf → 178Hf → 179Hf → 180Hf. Ainsi la durée de vie des croix en Hafnium est plus élevée que celle des grappes en

B4C. Le gadolinium naturel possède 7 isotopes stables capturant mais, compte tenu de

l’isotopie, les captures en chaîne se résument à : 154Gd → 155Gd → 156Gd → 157Gd → 158Gd.

La trop grande efficacité du Gadolinium empêche de l’utiliser dans une grappe de commande, 165

les nucléides absorbants s’épuisant trop vite.

Figure 4 : Courbes de sections efficaces microscopiques en fonction de l’énergie

cinétique des neutrons

170

175

180

185

190

1,0E-05

1,0E-04

1,0E-03

1,0E-02

1,0E-01

1,0E+00

1,0E+01

1,0E+02

1,0E+03

1,0E+04

1,0E+05

1,0E+06

1,0E+07

1,0E-05

1,0E-04

1,0E-03

1,0E-02

1,0E-01

1,0E+00

1,0E+01

1,0E+02

1,0E+03

1,0E+04

1,0E+05

1,0E+06

1,0E+07

Energie (eV)

Sec

tio

n e

ffic

ace

(bar

n)

(n,α) sur 10B

(n,γ) sur 176Hf

(n,γ) sur 155Gd

(n,γ) sur 113Cd

7

Figure 5 : assemblage combustible de REP composé de 17 ×××× 17 crayons combustibles

avec sa grappe d’absorbants

195

200

205

210

Figure 6 : Assemblage combustible, organisation transversale du réseau de crayons

215

220

8

III-Les mécanismes de commande des absorbants 225

Chaque grappe est commandée par son mécanisme qui assure son déplacement vertical. On

distingue deux fonctions principales :

• une fonction régulation : insertion ou extraction à vitesse plus ou moins rapide et

maintien à une position donnée ; 230

• une fonction arrêt : insertion à grande vitesse par l’effet de la seule gravité, par

coupure de l’alimentation électrique (dispositif indépendant du système de manœuvre

en pilotage-compensation), les mécanismes étant situés au-dessus du cœur.

Le mouvement de translation est transmis par trois bobines électriques (électro-aimants), 235

fixées sur l’extérieur de l’enceinte sous pression, qui actionnent, suivant un cycle donné, deux

séries de grappins fixés à l’intérieur de l’enceinte sous pression du circuit primaire (figure 7).

Figure 7 :

240

245

250

255

9

Une bobine extérieure aimante deux pôles ferromagnétiques. Le pôle inférieur coulissant est

attiré vers le pôle supérieur fixe. La fermeture de l’entrefer entre les deux pôles provoque 260

l’engagement de trois cliquets disposés sur un même plan à 120° l’un de l’autre. Chacun

d’eux est en effet poussé radialement sur son extrémité inférieure par une bielette solidaire du

pôle mobile, ce qui le fait tourner autour de son axe fixe supérieur. Ce mouvement est inversé

lors de la coupure du courant dans la bobine. Le pôle mobile inférieur retombe et dégage les

trois cliquets. 265

Ainsi le mécanisme de levée comprend de bas en haut de la figure 8 :

• l’électro-aimant de maintien qui assure la fermeture et l’ouverture de trois cliquets

fixes tenant immobile l’ensemble tige-grappe de contrôle ; 270

• l’électro-aimant de transfert qui assure la fermeture et l’ouverture de trois cliquets

mobiles. Les deux électro-aimants sont distants d’un nombre entier de fois le pas des

gorges ( 1 pas = 1,6 cm) de la tige de commande ;

275

• l’électro-aimant de levée qui n’actionne pas de cliquets mais soulève l’ensemble pôle-

cliquets de transfert d’une longueur égale au pas des gorges de la tige de commande ;

• le pôle de levée, pièce fixe qui repose sur le carter sous pression. A son extrémité

inférieure est vissé le tube guide auquel sont suspendues toutes les pièces fixes du 280

mécanisme. Le tube-guide permet également de centrer toutes les pièces coulissantes.

Lorsque la bobine de levée est excitée, le pôle de transfert vient se coller sur le pôle de levée.

Le pôle de transfert sert aussi de pôle pour l’électro-aimant de transfert. La partie mobile

correspondante est le plongeur des cliquets de transfert qui assure la fermeture des cliquets de 285

transfert en venant se coller sur le pôle de transfert lorsque la bobine de transfert est excitée.

Le pôle de maintien est une pièce fixe vissée sur le tube-guide.

La partie mobile correspondante est le plongeur de cliquets de maintien qui se colle sur le

pôle lorsque la bobine de maintien est alimentée ou repose sur une butée vissée sur le tube-

guide lorsque l’on coupe le courant. 290

10

Figure 8 : Description d’un mécanisme de commande de grappe

295

300

305

310

315

320

11

Le tableau 2 décrit les cycles de montée et de descente. Les séquences de montée ou de 325

descente s’effectuent en 800 ms environ. Un fonctionnement en continu permet d’atteindre

ainsi une vitesse de 72 pas/min. Il y a 228 pas pour un REP EDF de 900 MW.

Tableau 2 : Cycles de montée et de descente des grappes

Bobines

alimentées

Opérations

Cycle de montée

M Tige supportée par les cliquets de maintien

T, M Tige supportée par les cliquets de maintien. Fermeture des cliquets de transfert

par remontée du plongeur des cliquets de transfert.

T Ouverture du grappin de maintien par descente du plongeur des cliquets de

maintien. Tige supportée par le grappin de transfert.

L, T Levage : montée du pôle mobile de levée de 1 pas.

L, T, M Fermeture des cliquets de maintien.

L, M Descente du plongeur des cliquets de transfert. Ouverture des cliquets de transfert

M Descente du pôle et plongeur des cliquets de transfert due à la libération du pôle

mobile de levée

Cycle de descente

M Tige supportée par les cliquets de maintien

L, M Tige supportée par les cliquets de maintien. Levage des pôle et plongeur de

transfert entraînés par le pôle mobile de levée. Cliquets de transfert ouverts.

L, T, M Fermeture des cliquets de transfert par montée du plongeur de transfert.

L, T Ouverture des cliquets de maintien par libération du plongeur de maintien. Tige

supportée par les cliquets de transfert.

T Descente des pôles et plongeur de transfert par libération du pôle mobile de levée.

Cliquets de transfert fermés. Tige supportée par les cliquets de transfert.

T, M Fermeture des cliquets de maintien par montée du plongeur de maintien.

M Ouverture des cliquets de transfert par libération du plongeur de transfert.

330

12

La chute de grappe pour provoquer l’arrêt d’urgence est obtenue par coupure de

l’alimentation dans toutes les bobines. Les cliquets s’ouvrent et libèrent en moins de 150 ms 335

la tige de commande qui chute par gravité. En fin de chute, le mouvement de la grappe et de

la tige est amorti par un rétreint du tube-guide dans l’élément combustible (figure 9).

Figure 9 : Rétreint

340

345

Les REP de propulsion navale, afin de gagner en compacité, ont la spécificité suivante : leur

générateur de vapeur est placé au-dessus du cœur (figure 1). Ces réacteurs « compacts » ne

permettent donc pas d’avoir les mécanismes de mouvement des absorbants dans l’axe de ces 350

derniers, des systèmes de renvois d’angle sont nécessaires (figure 10).

Figure 10 : mécanisme des croix absorbantes en propulsion navale

355

360

365

Noyau

Système anti-

extraction

Roue de comptage

interneRenvoi d'angle

supérieur

Crémaillère

Pignon

Croix d'absorbant de contrôle

Renvoi d'angle

inférieur

Arbre de liaison

horizontal

Arbre de liaison vertical

Arbre de transmission

Moteur à

courant continu

Réducteur

Roue de comptage

externe

CuveBobine à doubles enroulements

COUPLEUR ELECTRO-MAGNETIQUE

MOTO-REDUCTEUR

Rotor d'entraînement

TRANSMISSION – CREMAILLERE -PIGNONS

Noyau

Système anti-

extraction

Roue de comptage

interneRenvoi d'angle

supérieur

Crémaillère

Pignon

Croix d'absorbant de contrôle

Croix d'absorbant de contrôle

Renvoi d'angle

inférieur

Renvoi d'angle

inférieur

Arbre de liaison

horizontal

Arbre de liaison vertical

Arbre de transmission

Moteur à

courant continu

Réducteur

Roue de comptage

externe

CuveBobine à doubles enroulements

COUPLEUR ELECTRO-MAGNETIQUE

MOTO-REDUCTEUR

Rotor d'entraînement

TRANSMISSION – CREMAILLERE -PIGNONS

13

IV-Incidence de l’insertion d’une barre absorbante sur le flux de neutrons

L’insertion de barres absorbantes perturbe localement le flux de neutrons (figure 11) ce qui 370

peut conduire à des surpuissances locales dangereuses pour le combustible et le

refroidissement. Les barres de pilotage et de compensation doivent donc répondre à

l’impératif suivant : éviter les pics de flux exagérés afin de garantir l’intégrité de la gaine du

combustible (1ère barrière) pour retenir les produits de fissions radioactifs. Enfin, pour éviter

une usure trop hétérogène du combustible, et donc de futures zones trop réactives, on permute 375

régulièrement les mécanismes sélectionnés selon des schémas programmés par les études de

sûreté.

Figure 11 : Flux de neutrons dans un cœur avec et sans croix de contrôle

380

L’exemple de la géométrie la plus représentative des réacteurs réels est le cœur cylindrique nu

de rayon R et de hauteur H. Le flux dans le cœur peut être décomposé en une composante

radiale et une composante axiale.

H

Flux radial

Rayon

Flux axial

HauteurCroix de contrôle

Sans croix de contrôle

Avec croix de contrôle

Pic de puissance

Coeur homogène

385

Par ailleurs un retrait intempestif d’absorbant peut être fortement préjudiciable notamment

lors de l’accident de référence d’éjection de grappe qui est pris en compte dans les études de

sûreté.

14

Si le choix d’un matériau absorbant s’effectue en premier lieu au regard des sections efficaces 390

ce critère n’est cependant pas suffisant. En effet, outre les données physico-chimiques (

densité, compatibilité avec l’eau, gonflement sous irradiation, fluage, évacuation de la

chaleur, etc.), il faut également tenir compte d’éléments techniques ( possibilité de réaliser un

crayon) et des aspects économiques ( approvisionnement, sensibilité au cours des métaux

précieux ). 395

Actuellement, le choix des industriels s’est porté sur des crayons dits « hybrides » : les deux

tiers du crayon sont en B4C (partie haute) et le dernier tiers est en AIC. Le B4C est un

absorbant plus efficace (dit « noir ») destiné aux phases d’arrêts et de démarrage, alors que

l’AIC est dit « gris » et donc dédié au pilotage. 400

405

410

415

420

15

Annexe 1 : les réactions nucléaires lors de l’irradiation du réacteur 425 I-Généralités On appelle réaction nucléaire tous les processus susceptibles de modifier la structure interne des noyaux. On distingue 2 types de réaction nucléaire : les réactions spontanées ( noyaux qui se transforment d’eux-mêmes, sans intervention extérieure) et les réactions 430 provoquées. Lors d’une réaction nucléaire plusieurs paramètres se conservent dont la charge électrique et le nombre de nucléons. Elles sont illustrées avec la réaction nucléaire suivante : 435 a + X → b + Y

� Conservation de la charge électrique : qa + qX = qb +qY

� Conservation du nombre de nucléons : Aa + AX = Ab + AY 440 Remarque : Il est à noter que pour les réactions nucléaires de fission ou de capture radiative il y a une étape intermédiaire d’absorption du neutron et donc formation, un bref moment, d’un noyau appelé noyau composé excité. Ainsi la réaction nucléaire « complète » s’écrit : 445 a + X � C* � b + Y II-Les principales réactions nucléaires provoquées

� Diffusions nucléaires élastiques : a + X � X + a 450 Lors d’une diffusion élastique, le neutron perd de l’énergie cinétique lors d’un choc avec un noyau cible. Ainsi, le noyau de l’atome d’hydrogène de la molécule d’eau permet un ralentissement efficace des neutrons rapides provenant des fissions. 455

� Transmutations : a + X � b + Y Les deux transmutations qui nous intéressent principalement sont :

- Type (n,γ) , couramment appelée capture radiative ou capture neutronique : 460

1 1 10 *A A A

Z Z Zn X X X γ+ ++ → → +

- Type (n,α) 1 A A-3 4

0 Z Z-2 2n+ Y+ αX →

465

� fission : 1 10 1 2* * * 2 3A A

Z Zn X X PF PF à neutrons++ → → + +

Exemples : 1 235 236 137 97 1

0 92 92 55 37 0* * * 2n U U Cs Rb n+ → → + +

470 1 235 236 173 60 1

0 92 92 68 24 0* * * 3n U U Er Cr n+ → → + +

16

Annexe 2 : Glossaire Capture neutronique ( ou radiative) : absorption par un noyau d’un neutron libre ne 475 conduisant pas à une fission, mais s’accompagnant de l’émission d’un photon gamma. (Ex : 1 238 239

0 92 92n U U γ+ → + )

Cœur : région d’un réacteur nucléaire à fission comprenant le combustible nucléaire agencée pour être le siège d’une réaction en chaîne. 480 Combustible (nucléaire) : matière contenant des noyaux fissiles qui permet d’assurer l’entretien de la réaction en chaîne dans le cœur d’un réacteur. Désintégration : transformation d’un noyau instable en noyau stable ou instable qui voit se 485 modifier le nombre et la nature des nucléons. Enrichissement : processus par lequel est accrue la teneur d’un isotope d’un élément. Dans le cas de l’uranium il s’agit d’augmenter la proportion d’235U de l’uranium naturel ( 0,7 % d’235U et 99,3 % d’238U ) à des taux de 3 à 10%. 490 Electronvolt (eV) : unité d’énergie utilisée en physique nucléaire, 1 eV = 1,6.10-19 J. Fissile : se dit d’un noyau qui peut fissionner quelque soit l’énergie cinétique du neutron incident, exemples : 235U et 239Pu. 495 Fission : scission d’un noyau lourd, suite à l’interaction avec un neutron incident, en plusieurs noyaux plus légers (généralement il y 2 produits de fission), accompagnée d’émission de 2 à 3 neutrons, de rayonnements et d’un important dégagement d’énergie. 500 Fluage : déformation lente que subit un matériau soumis à une contrainte permanente. Isotopes : noyaux qui ont un même nombre de protons alors que leur nombre de nucléons est différent. 505 Irradiation : Exposition à des rayonnements ionisants. Dans le cas des combustibles nucléaires ceux ci sont exposés à un flux de neutrons. MOX : mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium. 510 Neutron : particule dépourvue de charge électrique qui entre dans la composition des noyaux atomiques. C’est le neutron qui provoque la réaction de fission des noyaux fissiles. Neutron rapide : neutron dont l’énergie cinétique est supérieure à 1 MeV. Neutron lent : neutron dont l’énergie cinétique est inférieure à 1 eV. 515 Neutrophage : se dit d’un noyau qui capture les neutrons. 520

17

Noyau : partie centrale des atomes, de charge positive. Le noyau est constitué de A nucléons

dont Z protons ( Z ≥ 1 ) et N neutrons ( N ≥ 0 ). Il est noté AZX avec : X qui correspond au

symbole chimique (He, Pu, U,…), Z au nombre de protons et A au nombre de nucléons. A un

« Z » correspond un et un seul « X » alors qu’à un « Z » donné peut correspondre plusieurs 525

valeurs de A.

Noyau composé : noyau formé suite à l’absorption du neutron incident. Le noyau composé

est toujours excité (il possède de l’énergie potentielle), et peut soit se désintégrer (fission) soit

se désexciter en émettant un photon (capture radiative). 530

Produits de fission (PF) : noyaux issus de la fission. Proton : particule de charge électrique positive qui entre dans la composition des noyaux. 535 Radionucléide : noyau radioactif. Rayonnement alpha : noyau d’hélium 4 : 4 4

2 2He α= . Réaction en chaîne : suite de fissions nucléaires au cours desquelles les neutrons libérés 540 provoquent de nouvelles fissions, qui libèrent de nouveaux neutrons, etc.

Réactivité ( ρρρρ ) : écart relatif à la criticité : 1k

kρ −=

Rétreint : diminution du diamètre d’une pièce métallique. 545 Section efficace microscopique : la section efficace microscopique σ d’un noyau représente l’aire utile de ce dernier ( exprimée en barn : 1 barn = 10-24 cm²) vis à vis d’une interaction considérée, ainsi la section efficace de capture neutronique définit la capacité d’un noyau à capturer le neutron. Elle dépend fortement de l’énergie cinétique du neutron ainsi que du 550 noyau considéré. Transuraniens : tous les éléments dont le numéro atomique est supérieur 92.