Le "corium"

Bonjour,

Toujours des questions en suspend :

a) température :
le corium inactif se refroidit car la seule chaleur produite en son sein provient de l'activité des PF, au contraire dans un corium actif il y a l'énergie issue de l'activité des PF et surtout celle provenant de la réaction de fission.
Même si ça peut sembler totalement évident pour celui qui est de la partie, est-ce exact?

b) comportement vis à vis de l'acier de la cuve :
je reste sur une question : les émissions de rayons ionisants ont-elles un effet sur la perforation de la cuve, ou bien est-ce complètement négligeable face à la puissance thermique de ce corium?

c) influence de la présence d'eau en cuve sur activité ou inactivité du corium :
bon là ça s'éclaircit un peu :
- un point certain : les éléments fissiles (Pu, U, Oxydes de Pu...) se retrouvent seuls dans le bas, le reste surnage ou se vaporise ;
- mais alors qu'est-ce qui fait qu'un corium devient actif ou non? J'exclue le cas de Tchernobyl où JG a bien expliqué que l'absence de criticité du corium était lié à l'apport massif de "5000 tonnes de bore/borax/sables/argiles....pendant une dizaine de jours pour éteindre 50 tonnes dont 400 kgs de PU", et à la grande quantité de débris.
- pourquoi le refroidissement à TMI a-t-il empêché le corium de devenir actif?
- et inversement pourquoi le corium de Fukushima est-il devenu actif?
En bref, qu'est-ce qui fait qu'un corium devient actif ou non?

Rôle de l'eau dans la criticité : merci à Kloug, son explication est claire, après je ne sais absolument pas si ça peut intervenir dans le cas du corium compte tenu du fait qu'il n'y aucune possibilité de mélange eau/corium (!!).

D'avance merci pour vos explications, surtout au sujet de l'activité/inactivité du corium.

a/
La désintégration des produits de fission après arrêt de la réaction (puissance résiduelle) diminue très vite :
Après 1 seconde, elle tombe à environ 8% de la puissance nominale.
Après 1 heure, environ 1,5%
Après 1 jour, environ 0,5%
Après 1 mois, environ 0,15%
Ensuite, la décroissance bien que toujours sur la même exponentielle, s'aplatit. On considère en pratique (pour simplifier et arrondir) qu'elle garde cette puissance résiduelle encore 2 à 4 ans, avant que les produits ne deviennent manipulables (d'où leur stockage en piscine aussi longtemps).

Par contre, une masse active délivre une puissance de 1 MW.j (Megawatt.jour) par gramme de 235U fissionné (1,05 gramme exactement en théorie) jusqu'à épuisement du combustible ou arrêt de la réaction.

b/
Je ne comprends pas la question.
Il est sûr que ce ne sont pas les rayonnements qui percent la cuve, si c'est ce que vous voulez dire !

c/
Les probabilités.

Si au moins 1 des neutrons émis lors de la fission est susceptible de provoquer une autre fission.
Dans le 235U : 235U + n = PF + 2.52 neutrons + 180 MeV
Dans le 239PU : 239Pu + n = PF + 2.95 neutrons + 200 MeV

Ce facteur, dit "facteur de multiplication" est noté "k".
Si k<1, le milieu est sous-critique (pour chaque fission, il y aura 1/1-k de fissions induites.
Si K=1 le milieu est critique (fonctionnement normal d'un réacteur). Il y a 1 fission pour 1 fission induite. Le niveau de puissance est constant (stable).
Si k>1, le milieu est super-critique. Pour chaque fission, il apparaît une une croissance exponentielle de fissions induites fonction du temps suivant la loi e(k − 1)t/Λ.

La réactivité du milieu dépend essentiellement de 2 paramètres : nature des matériaux (masse...) et sa géométrie.
Une fois la MC atteinte (env 50 kgs pour 235U, 10 kgs pour 239PU...), la réactivité du milieu ne dépend plus que de sa géométrie.
Pour simplifier :
Plus un milieu est petit moins il est réactif.
C'est pour ça que les modélisations montrent qu'à partir d'une certaine masse en fusion (de l'ordre d'une quainzaine de tonnes de combustible nucléaire), la réaction tend à s'arrêter d'elle même ou ne redémarre pas.
Plus il est étalé moins il est réactif.
D'où la géomtérie des récupérateurs de corium qui cherchent à étaler la masse, ceci afin de "perdre" le plus de neutrons possible. Bien sûr, si cette masse est étalée et que beauoup de neutrons sortent mais que ceux-ci ont ensuite la possibilité de se réflèchir sur les parois pour revenir vers la masse, ça revient à "pisser dans un violon"....d'où les parois en béton-boré des récupérateurs.

A TMI, la masse n'est pas entrée en criticité simplement parce que la masse active, "inclue" dans le magma n'a jamais atteint localement la masse critique et/ou que se géométrie n'a jamais été adéquate....voire même peut-être la masse totale puisque le coeur avait fondu à "seulement" 48%.

A Fukushima, toutes les modélisations (et même la simple logique), prévoyaient dès le début qu'il n'était que très peu probable que K ne tendent pas vers l'infini (on parle de conditions aux limites).
Ca a été très rapidmeent confirmé en pratique par divers relevés (bouffées neutroniques etc...)

Bonjour
Et pour compléter b) les émissions de rayonnements gamma et neutronique pour ceux qui ont une interaction avec les aciers, peuvent (cela a été évoqué) fragiliser une cuve. Mais même dans une condition accidentelle, tu donnes d'ailleurs la réponse, la puissance thermique l'emporte très largement. Et c'est bien ça qui occasionne des trous.
KLOUG

vu de trés loin, car je croyais avoir compris un iota, mais il se trouve que je n'ai rien compris...
( un millionniéme et plus cela va, plus ma compréhension a une dégradation accelérée ) , peut etre que l'on parle de bore parce qu'au début, il y a eu tout un tintouin avec du bore dont on avait absolument besoin pour "mettre dans le réacteur" ou quelque part d'autre avec de l'eau salée , pour " diminuer la radioactivité" ( HUM...restez calmes... )
je crois me souvenir que les russes et Areva ont amené du bore.. ?

Bonsoir
En situation normale (juste pour préciser) le bore servait autrefois dans les barres de contrôles des réacteurs. Mais plus maintenant. Par contre on se sert toujours d'acide borique sous forme liquide pour contrôle la réactivité (la réaction en chaîne si vous préférez pour faire simple) au moins dans nos REP.
Maintenant en situation accidentelle mettre du bore dans l'eau (puisque les barres de contrôles sont inopérantes) permet de diminuer cette réaction en chaîne. Et il y en avait besoin.
KLOUG

Bonjour,

merci beaucoup (en particulier à JG ).

a) température :
parfaitement clair!

b) rayons ionisants émis par le corium et acier de la cuve :

Citation :

es émissions de rayonnements gamma et neutronique pour ceux qui ont une interaction avec les aciers, peuvent (cela a été évoqué) fragiliser une cuve. Mais même dans une condition accidentelle, tu donnes d'ailleurs la réponse, la puissance thermique l'emporte très largement. Et c'est bien ça qui occasionne des trous.

Ca répond là aussi complètement à ma question.
Une toute petite remarque : je n'ai pas donnée la réponse, j'ai justement demandé si c'était négligeable devant la puissance thermique (pas affirmé que c'était négligeable).

c) influence de la présence d'eau en cuve sur activité ou inactivité du corium :
là aussi c'est parfait : ça répond totalement à ma question et permet aussi d'affiner certains points pas évidents pour un néophyte
Trois choses cependant :
-

Citation :

Dans le 235U : 235U + n = PF + 2.52 neutrons + 180 MeV
Dans le 239PU : 239Pu + n = PF + 2.95 neutrons + 200 MeV
Ce facteur, dit "facteur de multiplication" est noté "k".

Je n'ai pas bien compris ce qu'est k exactement? Est-ce le nombre de neutrons avant fission rapporté au nombre de neutrons après la fission, ce qui donnerait : k=2,52 pour 235U et k=2,95 pour 239Pu??

- qu'est-ce que Λ dans l'expression : e(k − 1)t/Λ?

Citation :

A Fukushima, toutes les modélisations (et même la simple logique), prévoyaient dès le début qu'il n'était que très peu probable que K ne tendent pas vers l'infini (on parle de conditions aux limites).

Mais si k tend vers l'infini, la réaction en chaîne s'emballe, non? N'est-ce pas ce qui se passe dans une bombe A?

Bonsoir

Glubb a écrit:

Une toute petite remarque : je n'ai pas donnée la réponse, j'ai justement demandé si c'était négligeable devant la puissance thermique (pas affirmé que c'était négligeable).

La réponse est oui. La puissance thermique l'emporte largement.

Glubb a écrit:

Dans le 235U : 235U + n = PF + 2.52 neutrons + 180 MeV
Dans le 239PU : 239Pu + n = PF + 2.95 neutrons + 200 MeV
Ce facteur, dit "facteur de multiplication" est noté "k".
Je n'ai pas bien compris ce qu'est k exactement? Est-ce le nombre de neutrons avant fission rapporté au nombre de neutrons après la fission, ce qui donnerait : k=2,52 pour 235U et k=2,95 pour 239Pu??

k et le nombre de neutrons émis (en moyenne donc) après la fission. Pour un neutron servant à fissioner un atome de plutonium-239, il y a 2,95 neutrons émis.
C'est une moyenne.

Glubb a écrit:

- qu'est-ce que Λ dans l'expression : e(k − 1)t/Λ?

Je regarde ça demain dans mes cours de neutronique. Je ne me souviens plus exactement.

Glubb a écrit:

- Mais si k tend vers l'infini, la réaction en chaîne s'emballe, non? N'est-ce pas ce qui se passe dans une bombe A?

Oui la réaction en chaîne s'emballe.

KLOUG

Si vous êtes un tant soit peu scientifique, vous déduirez facilement ce qu'est "k" d'après les relations formulées !
Il est difficile d'être plus explicite que dans une formulation mathématique.
Maintenant, si vous ne possédez pas certaines bases, il n'est sans doute pas très utile d'aller plus loin, je pense car on entre là dans de la physique nucléaire "pure" qui n'a plus grand chose à voir avec le sujet initial.

Quant à Λ.
C'est peut être un peu moins évident pour qui n'a aucune notion de physique nucléaire, quoi qu'on en a déjà parlé sur ce forum.

Λ est le temps moyen de génération neutronique.
Ce facteur détermine le temps moyen que met un neutron entre le moment où il est émis et le moment où il est utilisé par le milieu pour produire une nouvelle fission.
Couramment et bien que ce soit un terme impropre, on parle plus souvent dans le "jargon" de "durée de vie" du neutron, de la même manière que l'on appelle "naissance" le moment de son émission et "mort" le moment où il est absorbé ou perdu.

Ce terme de "durée de vie" est trompeur et impropre dans le contexte où on l'utilise (bien qu'on se comprenne quand même dans l'erreur ) car en pratique, le temps moyen (Λ) est différent de la "durée de vie" réelle du neutron car Λ ne tient pas compte des neutrons qui sortent du milieu (perdus définitivement).

On note "l" la durée de vie du neutron.
On peut relier les "2 vies" du neutron par la formule l=kΛ

acide borique...
merci gloug...

Bonjour à tous,

pour aider à comprendre comment fonctionne le coeur d'un réacteur dans un état normal, j'ai trouvé le cours suivant qui est une introduction à la physique des réacteurs nucléaires avec notamment un chapitre sur la "physique des réacteurs" .
http://www.cenbg.in2p3.fr/heberge/EcoleJoliotCurie/coursJC/Joliotcurie2006.pdf

Ca ne doit pas coller à la vie nucléaire d'un corium mais ca aide à comprendre les phénomènes à prendre en compte pour avoir une réaction nucléaire maitrisée dans une cuve.
ca devrait aider à répondre à quelques questions et en apporter de nouvelles !

Bonne lecture

Bonjour,

Quelqu'un pourrait-il me confirmer que la masse critique du plutonium est bien 5 kg ?
Et quand on dit "plutonium", est-ce le métal pur ou bien ça peut tout aussi bien être 5 kg d'oxyde de plutonium ?

Dans le corium du réacteur 3, il y aurait 300 kg de "plutonium" issu du MOX.
Le risque existe-t-il qu'une masse critique de plutonium se retrouve quelquepart reconstituée dans le sol, par effet de densité tout simplement ?

On lit partout qu'une centrale nucléaire ne peut pas exploser, je veux bien le croire, mais alors concrètement, si une masse de 5 kg de plutonium se retrouve constituée, on va dire par l'effet du hasard, est-ce que cela peut exploser tout seul ou faut-il encore une condition supplémentaire, un détonateur, pour que ça explose ?

Merci de m'éclairer

Bonjour
On trouve sur wikipédia :
L'AIEA définit comme une « quantité significative » de matière fissible la quantité de matière nécessaire pour faire une bombe à implosion de première génération, du type de celle de Nagasaki. Les quantités significatives retenues par l'AIEA sont de 8 kg de plutonium, et 25 kg d'U-235 sous forme d'uranium hautement enrichi (en tenant compte des pertes de production). Toutefois, les États-Unis ont rendu public le fait que 4 kg de plutonium suffisent à réaliser un engin nucléaire explosif. Si on se fonde sur le même ratio de masse critique, une quantité trois fois supérieure (de l'ordre de 12 kg) d'UHE serait suffisante pour un engin de cette technologie.
Il s'agit dans le cas du plutonium de plutonium métal, ce qui n'est pas du tout le cas à Fukushima.
Et le plutonium ne se concentre pas en un point précis évidemment puisqu'il est répartit dans le combustible.
Alors non seulement la masse mais aussi la géométrie et les conditions extérieures sont des facteurs déterminants.
Et là ???
KLOUG

KLOUG a écrit:

Bonjour
Il s'agit dans le cas du plutonium de plutonium métal, ce qui n'est pas du tout le cas à Fukushima.

Merci pour ta réponse Kloug.
Donc si je comprends bien, il n'y aurait pas de plutonium pur (métal) dans le corium, tous les combustibles étant composés d'oxydes de Plutonium ou d'oxyde d'Uranium?

J'ai trouvé aussi "Dans un rapport d’octobre 2009 de l’IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire) indique que « la masse critique du Plutonium est de quelques centaines de grammes lorsque les conditions de modération sont optimales »."
Dommage, pas de source plus précise, mais là ce n'est plus quelques kg ! C'est possible ou c'est de l'intox ?

Ca dépend de l'isotope.
En l'occurrence, les isotopes "préoccupants" sont lee 239 (dit de qualité militaire) pas pour des raisons liées à un usage militaire (il n'y a aucun risque de ce type dans une centrale) et 241 car ces isotopse sont fissiles et donc capables de déclencher et d'entretenir une réaction en chaîne à partir d'une masse critique relativement faible (10 kgs pour le 239 PU).
Ensuite, une fois la réaction enclenchée, l'ensemble de la masse entre en réaction (booster).
Bien entendu, en présence d'autres éléments comme 235U...en quantité suffsiante ou "importante", il n'est pas besoin d'atteindre la masse fissile du 239PU pour enclencher une réaction.
Il suffit que le nombre de fissions par unité de temps (neutrons émis) soit suffisant en fonction de la "grosseur" de la masse et/ou de sa géométrie, pour enclencher une criticité.
Ainsi, on peut montrer qu'avec 1,5 tonne de combustible nucléaire "classique" (enrichissement standard), moins de 800 grammes de 239PU sont suffisants.

239PU
Cet isotope est produit directement à partir de l'isotope 238 de l'uranium en capturant un neutron par une réaction intermédiaire des 239U et 239Np
n + 238U -> 239 U
239U -> 239Np + e
239Np -> 239 PU + e

Le tout en 2 jours et 1/2 environ

Le 239PU a une autre "propriété", celle de pouvoir absorber un neutron sans déclencher de réaction.
Petit à petit, le 239PU, par absorption neutronique, mute donc en 240, 241 et 242PU
Les 240 et 242PU ne sont pas fissiles.

On voir donc que le 239PU est plus abondant dans les réacteurs nucléaires au début du chargement des barres (quand elles sont neuves). Petit à petit il migre vers les isotopes supérieurs.
Il est le plus abondant entre j0 et J0 + 3 semaines environ à raison de 1 atome de 239PU pour 1,2 fission de 235U soit typiquement, 1 gramme de 239PU par jour et par MW de puissance nominale.
En 3 semaines, dans un réacteur de 500 Mw, on a donc environ 10 kgs de 239PU, soit la masse fissile.
Bien sûr, après les 3 semaines, la production de 239 PU continue mais les premiers isotopes produits mutent, suivant une loi fonction du carré inverse du temps (puis cubique etc...).

Progressivement, la quantité d'isotopes 240, 241 et 242 croît suivant cette loi.

Cependant, ce n'est pas forcément dans les réacteurs que l'on le plus de "chance" de trouver les plus grandes concentrations de 239PU mais dans les filtres de récupération des support de stockage des piscines !

Donc...rassurez vous. Il n'y a aucun risque d'explosion de type nucléaire mais il y a toutes les "chances" de retrouver localement des concentrations de PU supérieure à la masse critique (ou moins mais suffisant pour enclencher une réaction dans la masse "globale" d'autant que tant que dans un corium, les isotopes ont tendance à se rassembler en fonction de leur masse volumique).

C'est ce qui s'est passé à Tchernobyl, d'ailleurs et qui aujourd'hui est responsable des reprises spontanées.

Jansson-Guilcher a écrit:

Donc...rassurez vous. Il n'y a aucun risque d'explosion de type nucléaire

Merci pour cette réponse détaillée JG, j'y vois un peu plus clair... mais je ne suis pas rassuré pour autant
Au Japon, il y a déjà eu un accident de criticité où l'on considère qu'il y a eu un "début d'explosion atomique" (sic) Pourquoi ça ne pourrait pas se reproduire dans un corium où tout se mélange aussi ?

C'était en octobre 1999 : Un accident de criticité a eu lieu à Tokaï-Mura : lors d’une phase de mélange de composants. "Le dépassement de la masse critique d’uranium enrichi a déclenché un début d'explosion atomique".
http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/tokaimura.htm

Je ne sais pas qui a fait le site "La radioactivité.com" mais ça a l'air sérieux.

Bonjour
A Tokai-Mura le mélange était pratiquement composé par de l'uranium et que de l'uranium.
Si vous lisez bien :
Les opérations consistaient à verser de la poudre d'uranium (enrichi à 18,5 % en uranium-235) (et donc le reste en uranium-238) préalablement dissoute dans de l'acide nitrique dans un récipient contenant également de l'acide nitrique. Ce récipient a normalement une géométrie adaptée à l'opération, empêchant ainsi le développement d'une réaction en chaîne.
Pour gagner du temps et finir le travail plus vite, les techniciens chargés de la préparation ont versé en une seule fois l'uranium très enrichi dans le récipient. Ils introduisirent 16,6 kg d'uranium enrichi, sept fois plus que les 2,4 kg garantissant l'absence de risque de criticité. Ce faisant, ils dépassèrent la masse critique, déclenchant un éclair de gamma et de neutrons.
Justement dans le corium il y a tout un tas d'autres choses que de l'uranium-235 ou du plutonium-239 et la dispersion dans cette "pâte" diminue le risque de réaction comme celle de Tokai.
KLOUG

pif a écrit:

Jansson-Guilcher a écrit:

Donc...rassurez vous. Il n'y a aucun risque d'explosion de type nucléaire

Merci pour cette réponse détaillée JG, j'y vois un peu plus clair... mais je ne suis pas rassuré pour autant
Au Japon, il y a déjà eu un accident de criticité où l'on considère qu'il y a eu un "début d'explosion atomique" (sic) Pourquoi ça ne pourrait pas se reproduire dans un corium où tout se mélange aussi ?

C'était en octobre 1999 : Un accident de criticité a eu lieu à Tokaï-Mura : lors d’une phase de mélange de composants. "Le dépassement de la masse critique d’uranium enrichi a déclenché un début d'explosion atomique".
http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/tokaimura.htm

Je ne sais pas qui a fait le site "La radioactivité.com" mais ça a l'air sérieux.

je ne trouve pas

Bonsoir,

merci pour les explications précédentes.

Citation :

Donc...rassurez vous. Il n'y a aucun risque d'explosion de type nucléaire mais il y a toutes les "chances" de retrouver localement des concentrations de PU supérieure à la masse critique (ou moins mais suffisant pour enclencher une réaction dans la masse "globale" d'autant que tant que dans un corium, les isotopes ont tendance à se rassembler en fonction de leur masse volumique).

Je ne comprends vraiment pas, est-ce que ça ne serait pas plutôt "insuffisant"??

Non !
Moins que la MC mais néanmoins suffisant pour enclencher une réaction spontanée.

Ca y est !!!

En fait MC = simplement auto déclanchement de réaction en chaîne, mais pas forcément emballement (bombe)...

Et pour ce qui est du déclanchement de la réaction dans le corium : ces fortes concentrations locales de Pu produiraient assez de neutrons pour amorcer le reste du corium, pour autant le facteur de multiplication (k) dans cette masse resterait stable aux environs de 1 et donc pas d'explosion nucléaire!
Ben oui... je suis un phénomène de foire

Une dernière question : les oxydes de Pu et d'U restent-ils sous forme d'oxydes dans le corium?

Soyez indulgents : moi je m'occupe du TNF-alpha, de récepteurs mu, des fractions C4 et C3 du complément, de métallo-protéases et autres canaux ioniques Ca-dépendants...

Bonsoir
La chimie nuc n'était pas ma tasse de thé (même pour un thé aux rem ! hum ). Mais je ne pense pas qu'un oxyde dans un corium change de forme. A confirmer par des spécialistes.
KLOUG

C'est limite ...
Les UO2 et PUO2 ont une température d'ébullition aux alentours de 2800° qui est également la température "moyenne" d'un corium (entre 2500 et 3200°).

Le problème des oxydes dans un corium est plutôt que leur masse volumique est bien plus faible que celle de l'U ou du PU (de l'ordre de 11 pour l'UO2 contre 19 pour l'U).
Cette différence fait que les oxdes ont tendance à se regrouper en amas si justement, ils ne sont pas dissociés (plasma).
L'autre problème est que la conductivité thermique es oxydes est très faible (du même ordre que les céramiques réfractaires).
C'est un inconvénient sérieux en cas de fusion et de formation d'un corium car ils engendrent des surchauffes locales.

Dernier point, quand on parle d'oxydes (Mox à 6% par exemple), il faut savoir que ces oxydes ne sont jamais purs.
On considère quand on parle de Mox 6% que ces 6% sont des oxydes (238PUO2) mais en réalité la concentration n'est que de l'ordre de 75 à 85%.
15 à 25% sont composés de 239PU.
Pour une utilisation normale, cela n'a pas inconvénient mais en cas de fusion, le 239PU peut représenter un réel problème.

Je ne sais pas si celà a déjà été dit sur le forum mais "dans les croyances populaires", le Mox est un mélange d'oxydes de PU et d'U.
Ca devrait être le cas...mais ça ne l'est pas.
Il existe des Mox très "riches" en PUO2 (pour ne pas dire composés QUE de PUO2) comme il existe des Mox mélangés ou non, bien plus concentrés que les 7% imposés !

Parler de Mox, ne signifie donc pas grand chose dans certains pays ou pour certains exploitants sans autre précision (que bien sûr jamais on aura !)

un thé o rem... pas mal

J'ai trouvé ce document qui illustre très bien les propos de JG :

http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/aktis-lettre-dossiers-thematiques/RST/RST-2005/Documents/F5RST05-3.pdf

Citation :

Dernier point, quand on parle d'oxydes (Mox à 6% par exemple), il faut savoir que ces oxydes ne sont jamais purs.
On considère quand on parle de Mox 6% que ces 6% sont des oxydes (238PUO2) mais en réalité la concentration n'est que de l'ordre de 75 à 85%.
15 à 25% sont composés de 239PU.
Pour une utilisation normale, cela n'a pas inconvénient mais en cas de fusion, le 239PU peut représenter un réel problème.

Oui... oui, ça c'est le moins qu'on puisse dire

Ben j'en aurai appris des choses... encore merci à JG!

Jansson-Guilcher a écrit:

Je ne sais pas si celà a déjà été dit sur le forum mais "dans les croyances populaires", le Mox est un mélange d'oxydes de PU et d'U.

JG, j’ai trouvé qui répandait cette « croyance populaire », c’est le fabriquant lui-même : Areva !

« Sa seule différence avec le combustible nucléaire de base, fabriqué uniquement avec de l'uranium et appelé combustible UO2, réside dans le fait que le combustible MOX contient une faible proportion de plutonium mélangé avec de l'uranium (MOX signifie Mélange d'OXydes d'uranium et de plutonium). La proportion de plutonium varie selon le type de combustible : elle est généralement comprise entre 5 et 10 %. »
http://www.areva.com/FR/activites-1951/qu-estce-que-le-combustible-mox-les-etapes-de-sa-fabrication.html

« Constitution d’un mélange primaire, à partir de poudres d'oxyde de plutonium, d'oxyde d'uranium appauvri et de "chamotte" obtenue à partir de pastilles de rebut. De l’uranium appauvri est ajouté à ce mélange primaire afin d'obtenir la teneur précise requise par les clients. Ce mélange final est appelé mélange secondaire. La teneur en plutonium de l'assemblage combustible - peut varier de 3 à 12% - en fonction des spécifications du Client.»
http://www.areva.com/FR/activites-1095/melox-activites--fabrication-des-assemblages-mox.html

Dans les deux citations, bien qu’Areva ne soit pas d’accord avec lui-même, il s’agit bien d’un mélange d’oxydes, et la moyenne du taux de plutonium est 7,5 %.
Si ce que vous dites est vrai, Areva communique comme Tepco, c'est-à-dire qu’il ne donne que 10 % des infos et le reste il se le garde…

L’IRSN donne encore une autre fourchette : « La production du mélange secondaire : de l’oxyde d’uranium est ajouté au mélange primaire pour obtenir la teneur en plutonium recherchée, entre 5 et 12,5 %, selon les besoins des réacteurs. »
http://www.irsn.fr/FR/base_de_connaissances/Installations_nucleaires/cycle_combustible/fabrication_combustible_MOX/Pages/MOX.aspx

Ca prouve que JG a raison, il y a plusieurs sortes de MOX, mais personne ne veut donner la recette…

Jansson-Guilcher a écrit:

Ca devrait être le cas...mais ça ne l'est pas.
Il existe des Mox très "riches" en PUO2 (pour ne pas dire composés QUE de PUO2) comme il existe des Mox mélangés ou non, bien plus concentrés que les 7% imposés !

Bon, ce n’est pas très rassurant tout ça, est-ce que l’ASN, l’IRSN et l’AIEA sont au courant au moins ? Personnellement, je fais des efforts pour essayer de comprendre comment tout ça fonctionne, mais franchement, tout ça n’a pas l’air cohérent, ni sérieux. Il y aurait une communication a minima pour le peuple et la vraie info pour les spécialistes ??? Pas étonnant qu'on ne comprenne rien. Mis à part le forum de radioprotection cirkus, où peut-on encore se procurer des informations fiables sur le nucléaire ?

Bonjour,

un point me pose encore des problèmes :

la relation : N = e(k − 1)t / Λ
donne le nombre (que j'ai appelé arbitrairement : N) de fissions en fonction du temps, de k et de Λ.

Pour un milieu donné (si j'ai bien compris) Λ est une constante, donc si k>>>1, on a à la louche :
N = e(kt)
d'où si k->infini, N->infini, et on a alors une bombe atomique (par définition, me semble-t-il).
Or JG vous avez écrit :

Citation :

A Fukushima, toutes les modélisations (et même la simple logique), prévoyaient dès le début qu'il n'était que très peu probable que K ne tendent pas vers l'infini (on parle de conditions aux limites).

Si k->infini, alors on a une bombe, et on a pas eu de bombe.

Je vous l'ai déjà dit ... ne comptez pas sur moi pour entrer dans des considérations ridicules.

J'essaye de participer et de répondre dans la mesure de mes moyens à des posts (ou des parties de post) qui, je pense, peuvent intéresser un "maximum" de personnes mais à condition que ceux-ci aient une certaine cohérence, une certaine utilité et qu'ils restent dans le domaine du nucléaire sans autre ...."visée" !