Caractéristiques neutroniques du Pu
Gestion du plutonium civil

Au sein d’un réacteur chargé avec du combustible UOX (oxyde d’uranium), le flux de neutrons donne naissance à des transuraniens, dont principalement à divers isotopes du plutonium.

La capture radiative de neutrons par l’uranium 238 et les deux désintégrations β^– successives engendrent du plutonium 239 (figure 1).

Ci-dessus : Allures des sections efficaces $\sigma$ (capture + fission) des isotopes de Pu et de l’U en fonction de l’énergie du neutron incident (JEFF-3.0)

Par captures neutroniques successives sont produits les ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu et ²⁴²Pu.

Le cinquième isotope important, le ²³⁸Pu, est quant à lui produit en partie par réaction (n, 2n) sur le ²³⁹Pu mais principalement par captures successives à partir de l’²³⁵U, suivies d’une double désintégrations β^– sur l’²³⁷U et le ²³⁸Np.

La production et l’isotopie du Pu en fonction de la durée d’irradiation (équivalente au taux de combustion exprimé en GWj / t) d’un combustible UOX dans un REP au déchargement sont indiquées dans le tableau 4.

L’examen des données du tableau 4 amène aux constats suivants :

• une production de Pu qui diminue avec la durée d’irradiation (ou le taux de combustion) à même énergie produite. En effet, d’une part les isotopes 239 et 241 fissionnent et contribuent significativement (plus du tiers) à l’énergie fournie et d’autre part une quantité de Pu non négligeable se transmute en actinides supérieurs (Am, Cm) ;

• une dépréciation de l’isotopie en ²³⁹Pu principalement et un accroissement de la proportion des isotopes pairs en particulier celle du ²⁴²Pu.

Ce comportement s’explique par les différences d’allures des sections efficaces d’absorption (capture + fission) des isotopes du Pu en fonction de l’énergie...