Théorie des réacteurs nucléaires

1. Rappels

2. Taille critique et flux en mode fondamental

3. Réacteur hétérogène

4. Réacteur homogène nu

5. Réacteur homogène réfléchi (géométrie plane)

6. Cinétique des réacteurs

7. Coefficients cinétiques

8. Évolution du combustible et empoisonnement

9. Contrôle des réacteurs

10. Effets de l’évolution et du contrôle sur les coefficients cinétiques

11. Phénomènes spatiaux. Gestion en pile du combustible

Références bibliographiques

La théorie des réacteurs nucléaires n’est pas aussi compliquée qu’on pourrait le craindre avant de l’aborder ; la raison essentielle de la relative simplicité tient à l’aspect linéaire des phénomènes principaux ; en effet, les taux de réaction entre neutrons et matière du cœur du réacteur sont directement proportionnels au nombre de neutrons présents, et les propriétés du cœur caractérisées par des rapports de taux de réaction sont invariantes lorsque la population de neutrons s’accroît ou se réduit. La seconde raison de cette simplicité réside dans la quasi-séparabilité des variables d’espace et d’énergie : les neutrons apparaissent par fission à des énergies élevées, de l’ordre du MeV et sont ralentis au cours des collisions successives jusqu’à l’énergie d’agitation thermique, de l’ordre d’une fraction d’eV ; les variations rapides de la population neutronique en fonction de l’énergie sont à courte portée, les variations à grande portée sont, en revanche, pratiquement uniformes en fonction de l’énergie. Cela permet d’étudier séparément les effets locaux au voisinage d’un crayon combustible, au sein d’un assemblage combustible, et les effets globaux sur l’ensemble du cœur.

La dernière raison de la simplicité tient au fait que les problèmes de variation rapide dans le temps, problèmes de cinétique des réacteurs, ne nécessitent pratiquement jamais de couplage des variables d’espace avec la variable temps ; on n’en parlera donc pas dans cet article ; quant aux évolutions dans le temps dues aux variations des propriétés du coeur sous l’effet de l’irradiation, elles sont suffisamment lentes pour que le coeur soit considéré à tout instant en état stationnaire.

Les principes de fonctionnement d’un réacteur reposent sur la possibilité d’entretenir une réaction de fission en chaîne ; en effet, chaque fission donne naissance à plusieurs neutrons, 2,5 à 3 selon le noyau qui a réagi. Pour entretenir la réaction en chaîne, un neutron suffit pour provoquer la fission suivante : il y a donc, selon les cas, 1,5 à 2 neutrons excédentaires qui vont être perdus par fuite hors du milieu concerné, ou par capture par un noyau absorbant.

On notera tout de suite l’éventuelle possibilité d’utiliser ces captures pour transmuter des noyaux : une capture sur 238U conduit au 239Pu, isotope fissile ; voie de régénération du combustible, elle sera, le moment venu, utilisée dans les réacteurs à neutrons rapides ; une capture sur 237Np conduit à 238Np, corps radioactif à vie courte et dont les descendants radioactifs sont à vie courte également : voie de transmutation des actinides, elle est explorée actuellement en vue d’évaluer diverses solutions de fin de cycle pouvant compléter ou se substituer au stockage géologique si les études en justifient la nécessité. Ce dernier sujet ne sera pas évoqué ici, car il reste encore au stade d’études préliminaires.

Après les principes de la réaction en chaîne et la notion de criticité (le milieu est dit critique si la réaction y est entretenue, en équilibre, sans s’emballer ni s’étouffer), un modèle descriptif du comportement de la population neutronique à l’échelle locale est proposé. On n’insistera jamais trop sur la valeur pédagogique de ce modèle (dit formule des quatre facteurs) qui, s’il ne permet pas d’atteindre la précision requise aujourd’hui pour les calculs de coeur, garantit en revanche que les effets qualitatifs des variations de divers paramètres sont accessibles par des évaluations simples ; si ces évaluations étaient – par exception – contredites par des résultats de logiciels industriels, on ne saurait trop recommander à l’utilisateur de d’abord mettre en doute les données qu’il a fournies à l’ordinateur, ou, ce qui n’est pas superflu, de vérifier que le cas étudié fait bien partie du domaine de validité du logiciel en question.

On justifie ensuite l’utilisation de valeurs moyennes pour le calcul de la répartition spatiale d’ensemble du réacteur, quantités représentant localement le milieu hétérogène (combustible, gaine, modérateur, etc.) par substitution d’un milieu homogène équivalent.

Les variations en fonction du temps, comportement dynamique du réacteur, sont ensuite abordées simplement.

Enfin, l’effet à long terme de l’évolution des milieux constitutifs du coeur sous l’effet de l’irradiation, ainsi que les moyens de compenser cette évolution, font l’objet du dernier paragraphe.

Pour la définition des grandeurs, le lecteur devra se reporter impérativement à l’article Ralentissement et diffusion des neutrons [B 3 014] dans ce traité.