Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d'accéder aux grandeurs physiques d'intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, les concentrations de nucléides. Pour cela, il faut résoudre les équations qui gouvernent la propagation des neutrons dans l'espace et dans le temps et celles qui régissent l'évolution temporelle des concentrations des nucléides présents et formés dans les différents matériaux composant le combustible et l'ensemble des structures du réacteur. Pour compléter, l'évolution du combustible et la cinétique sont traitées, ainsi que les aspects multi-physiques. Quelques exemples de logiciels de calcul sont décrits.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleABSTRACT
The studies conducted by reactor physicist require the access to measurands such as the power of the reactor, particle flux and nuclide concentration. They must solve equations that govern neutron propagation in time and space and the ones that govern the temporal evolution of the concentration of nuclides formed in the different components of the fuel and the structures of the reactor. In addition, the evolution of the fuel and kinetics are dealt with as well as multi-physical aspects. Certain examples of calculation software are described.
Auteur(s)
-
Christine POINOT-SALANON : Adjointe scientifique, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
-
Anne NICOLAS : Chef de projet, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
-
Michel SOLDEVILA : Chef de projet, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
INTRODUCTION
Les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d'accéder aux grandeurs physiques d'intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, les concentrations de nucléides. Pour cela, il faut résoudre les équations qui gouvernent la propagation des neutrons dans l'espace et dans le temps (équation de Boltzmann et de la cinétique) et celles qui régissent l'évolution temporelle des concentrations des nucléides présents et formés dans les différents matériaux composant le combustible et l'ensemble des structures du réacteur (équations de Bateman).
L'expertise technique et scientifique de référence
KEYWORDS
neutronics calculation | reactors physics | neutronics | numerical analysis
DOI (Digital Object Identifier)
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
Données nucléaires et traitement
En anglais
2. Problématique
2.1 Grandeurs à calculer
2.1.1 Réactivité et son évolution
En fonctionnement normal, la réactivité du cœur est à chaque instant nulle, puisque le réacteur est juste critique (k eff = 1). Cette réactivité résulte de l'équilibre entre la réactivité potentielle du combustible qui diminue en même temps que le combustible s'use (par consommation de noyaux fissiles) et l'antiréactivité amenée par les divers absorbants de neutrons présents dans le cœur (produits de fission générés, bore soluble dans le circuit primaire des REP, barres de contrôle, poisons consommables, etc.). Il est donc fondamental de connaître l'évolution temporelle de chaque composante pour maintenir en permanence l'équilibre et pour déterminer la longueur du cycle, c'est-à-dire le temps de fonctionnement entre deux opérations de renouvellement du combustible.
En situation d'arrêt, les règles de sûreté imposent un niveau de sous-criticité (k eff < 1) qui dépend de la situation considérée (à chaud puissance nominale, à chaud puissance nulle, arrêt à froid, etc.). Enfin, en situation accidentelle, c'est le niveau de sur-criticité (k eff > 1) qui détermine la vitesse d'évolution de la puissance dégagée par le cœur.
La connaissance de la réactivité et de son évolution temporelle est donc fondamentale quelle que soit la situation du cœur.
HAUT DE PAGE2.1.2 Coefficients de contre-réactions
Ces coefficients traduisent la réponse de la réactivité à des variations volontaires (changement du point de fonctionnement, par exemple) ou non (fluctuations, situations accidentelles telles la RTV ou l'APRP dans les REP) des caractéristiques du cœur. Cela peut concerner des variations de la température du combustible, du modérateur ou du fluide caloporteur, ou plus globalement des variations du niveau de puissance demandée. Les variations de la réactivité qui s'en déduisent, appelées effets de température, modifient l'équilibre...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Problématique
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - BOLTZMANN (L.) - Weitere studien über das würmegleichgewicht unter gas molekulem. - Wiener Berichte, 66, p. 275-370 (1872).
-
(2) - REUSS (P.) - Précis de neutronique. - EDP sciences.
-
(3) - REUSS (P.) - Traité de neutronique. - Collection Enseignements des Sciences.
-
(4) - WHITESIDES (G.E.) - Difficulty in computing the h-effective of the world. - Trans. Ann. Nucl. Soc., 14, no 2, p. 680 (1971).
-
(5) - DUDERSTADT (J.J.), MARTIN (W.R.) - La Neutronique. - Monographie de la Direction de l'Énergie Nucléaire du CEA, Éditions Le Moniteur, « Transport Theory », J. Wiley & Sons, New-York, USA (1979).
-
(6) - HÉBERT (A.) - Applied reactor physics. - Presses Internationales Polytechnique.
-
...
ANNEXES
Code DRAGON http://www.polymtl.ca/nucleaire/DRAGON/
Code SCALE https://www.ornl.gov/onramp/scale-code-system
HAUT DE PAGE
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
