Présentation

Article

1 - EFFETS DE TEMPÉRATURE

2 - EMPOISONNEMENT PAR LES PRODUITS DE FISSION

3 - ÉVOLUTION DES NOYAUX LOURDS

  • 3.1 - Généralités sur les effets de l’évolution
  • 3.2 - Chaîne de l’uranium
  • 3.3 - Chaîne du thorium
  • 3.4 - Équations d’évolution
  • 3.5 - Mesures de l’évolution
  • 3.6 - Cycle ouvert, cycle fermé
  • 3.7 - Problématique du recyclage du plutonium
  • 3.8 - Problématique de l’incinération des déchets nucléaires
  • 3.9 - Réacteurs critiques et réacteurs pilotés par accélérateur
  • 3.10 - Réacteurs de quatrième génération

4 - THÉORIE MULTIGROUPE

5 - NOTIONS SUR LES CALCULS DE NEUTRONIQUE

  • 5.1 - Itérations externes et itérations internes
  • 5.2 - Traitement de la forme intégrale de l’équation de Boltzmann
  • 5.3 - Traitement de la forme intégrodifférentielle de l’équation de Boltzmann
  • 5.4 - Traitement de l’absorption résonnante
  • 5.5 - Homogénéisation et condensation
  • 5.6 - Schéma général du calcul du cœur
  • 5.7 - Validation et qualification

Article de référence | Réf : BN3015 v1

Théorie multigroupe
Bases de neutronique - Physique et calcul des réacteurs

Auteur(s) : Paul REUSS

Date de publication : 10 janv. 2006

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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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ABSTRACT

 

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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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3015


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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

  • (1) - REUSS (P.) -   La Neutronique  -  . Coll. « Que sais-je ? », no 3307, PUF, 1998.

  • (2) - REUSS (P.) -   Précis de neutronique  -  . Coll. « Génie atomique », EDP - Sciences, 2003.

  • (3) - REUSS (P.) -   Exercices de neutronique  -  . Coll. « Génie atomique », EDP - Sciences, 2004.

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