Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
La neutronique est la branche de la physique qui traite du cheminement des neutrons dans un système et des réactions nucléaires induites par ces neutrons, en particulier les réactions de fission à l’origine du dégagement d’énergie. Après avoir introduit les notions d’effet de température, cet article traite des effets des réactions neutroniques sur le fonctionnement des réacteurs, notamment l’empoisonnement par les produits de fission, puis l’évolution des noyaux lourds. Pour terminer, un aperçu sur les méthodes de calcul de la neutronique est apporté, dont le traitement de l’équation de Boltzmann.
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Auteur(s)
-
Paul REUSS : Professeur à l’Institut national des sciences et techniques nucléaires, commissariat à l’énergie atomique
INTRODUCTION
Ce document constitue la suite du dossier Bases de neutronique- Migration des neutrons « Bases de neutronique. Migration des neutrons ».
Dans le dossier BN 3014, les aspects physiques du cheminement des neutrons dans la matière ont été présentés. Ce cheminement se fait selon les sept variables de l’équation de Boltzmann : les trois variables d’espace (diffusion), les trois composantes de la vitesse (ralentissement, thermalisation) et le temps (cinétique).
Dans le présent document, les effets des réactions neutroniques sur le fonctionnement des réacteurs seront examinés, et un éclairage sur les méthodes de calcul de la neutronique sera apporté.
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Notions sur les calculs de neutronique
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4. Théorie multigroupe
Voici, pour conclure ce dossier, quelques aperçus sur les méthodes de calcul de la neutronique ; il n’est pas possible, dans le cadre de ce document, d’entrer dans les détails ; ceux-ci pourront être trouvés dans les références [2] et [3].
4.1 Principe de la théorie multigroupe
Pour traiter les problèmes de spectre neutronique induits par les processus de ralentissement et de thermalisation, on est amené, en pratique, à discrétiser la variable E (énergie du neutron) ou les variables équivalentes v ou u. Cette discrétisation est la méthode multigroupe : le domaine couvert par le spectre de E0 (énergie maximale des neutrons, 10 MeV environ) à EN (énergie minimale, pratiquement zéro) est découpé en N intervalles par des bornes intermédiaires E1, E2, ... EN − 1 : les neutrons d’énergie située dans l’intervalle [Eg − 1, Eg] sont déclarés appartenir au groupe g et sont assimilés à des neutrons monocinétiques.
Si le flux Φg du groupe g était défini comme l’intégrale de Eg − 1 à Eg du flux Φ(E) exact et si les sections efficaces multigroupes étaient définies comme les moyennes pondérées par ce flux, il est facile de constater que la théorie multigroupe serait rigoureusement exacte. Mais bien entendu cela reste utopique, puisque le flux exact est précisément ce que l’on souhaiterait connaître. (De plus les sections efficaces multigroupes dépendraient de
même en milieu homogène, voire de
et de t, ce qui ne serait guère commode pour la mise en œuvre des calculs.) En pratique, on calcule les sections efficaces multigroupes en moyennant par un flux conventionnel ϕ(E) le plus proche possible du flux réel, puis on en déduit les flux multigroupes en résolvant les équations du transport dans chaque groupe.
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BIBLIOGRAPHIE
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