Impact des isotopes U235 et U238 sur l'autoprotection

Bonjour à tous , 
j'ai un tp dont le but est de calculer l'assemblage REP UOX  avec le code de calcul Apollo2,
plusieurs paramètres de calculs ont été mis en oeuvre de ce calcul:
tous d'abord il faut déterminer l'impact des isotopes U235 et U238 sur le phénomène de l'autoprotection:



 delta k présente l'écart entre k inf
 l'impact de l'u238 sur l'autoprotection  est due à la gigantesque section efficace d'absorption de ce dernier et présente une raisonnance d'absorption dans le domaine épithermique  par contre  l'u235 n'a aucun effet car il est l'isotope le plus lourd et est le plus fissile,
ce que j'ai pas compris ,pour quoi le kinf du U235 est plus grand que celui du u238 pour un enrichissement de 97%??

Bonsoir,

Un neutronicien est demandé à l’accueil!!

belle question sinon

Gluonmou

Bonsoir
houlà mes cours de neutronique sont si loin.
Mais est-ce que ça ne vient pas de la formule des 4 facteurs :
k∞ = ε p f η[size=41]
ε : facteur de fission rapide[/size][size=41]
ε> 1) : fission d’U238 par des neutrons rapides
[/size][size=41]p :  facteur anti-trappe : probabilité pour un neutron abordant le domaine du ralentissement de ne pas être capturé pendant son ralentissement. (p < 1)
f : facteur d’utilisation thermique : probabilité qu’un neutron arrivé en  domaine thermique y soit absorbé par le combustible (f < 1)
η: facteur de reproduction : nombre de neutrons émis par fission, pour une absorption de neutron thermique dans le combustible (η> 1)
A priori le facteur anti-trappe dépend de plusieurs paramètres : l'enrichissement en U235, la qualité du modérateur, la quantité de modérateur (ou rapport de modération).
Du coup il influe sur le k inf.
η: facteur de reproduction est influencé aussi par l'enrichissement.

A titre d'illustration, j'ai trouvé que pour les enrichissements suivants :
e = 0,7 %   (uranium naturel)- η = 1,34
e = 3 %      (réacteurs EDF) - η  = 1,8
e = 100 %   (uranium 235 pur) - η  = 2,09
N'étant pas chez moi je n'ai aucun ouvrage de neutronique (Reuss ou Soutif).
[/size]
[size=41]Il faudra que je vois plus tard.
Iron Kloug[/size]

Code:

A priori le facteur anti-trappe dépend de plusieurs paramètres : l'enrichissement en U235, la qualité du modérateur, la quantité de modérateur (ou rapport de modération). 
Du coup il influe sur le k inf.

est ce qu'il ya une explication physique ?? mathématiquement ça se voit.

Bonsoir

Par définition, au cours du ralentissement des neutrons rapides, certains sont capturés avant d'arriver à l'équilibre thermique avec le milieu. C'est par exemple le cas lors des captures dans les résonances de l'U238. Ce facteur rend compte de la fraction de neutrons franchissant avec succès les trappes pour arriver à un niveau d'énergie favorisant les fissions lors des captures par l'U235
S'il y a moins d'uranium-238 pas de trappes.

Encore une fois je réponds sans vraiment d'éléments probant et sans livres.
Iron Kloug

ça se voit Mr Iron Kloug , vous avez une bonne mémoire
oui je comprends ,dans notre cas on a pris  cellule UOX à 97% en U235 dans un premier lieu
puis à 3.25 en U238 , dans ce cas on a  moins de u238 du coup le nombre de neutron capturés par l'u235 augmente ce qui explique l'énorme  différence , k inf=1.8 à 97% en u235 > 1.26... à 3.25% en U238

Je ne comprends rien à tout ça (donc si je ne dis que des conneries, vous pouvez le dire lol), mais j'ai vu un truc bizarre...

Citation :

par contre  l'u235 n'a aucun effet car il est l'isotope le plus lourd 

U238 = plus lourd que U235 non ? 


Et une petite chose qui ne m'est pas claire non plus : on parle bien de combustible pour réacteur nucléaire civil, type EDF ? Je comprends donc que l'enrichissement à 3,25% correspond à l'enrichissement classique du combustible utilisé, soit 3,25% d'U235 (et donc 96,75% d'U238.)
Je ne comprends pas l'intérêt d'un calcul à 97% d'U235 puisque ça ne correspond pas du tout à un combustible de REP...

Bonjour
Des enrichissements aussi importants ne sont effectivement pas utilisés chez EDF.
Je pense que le texte de la question (le TP donc) démarre sur une comparaison de combustible à enrichissement EDF (3,25 %)  et ceux de combustibles particuliers (certains réacteurs... on ne dira pas lesquels). Ensuite j'imagine que le TP se poursuit sur une comparaison entre UO2 et Mox.
C'est vrai que l'uranium-235 n'est pas l'isotope le plus lourd.
Après ce sont des comparaisons neutroniques.
Iron Kloug

Code:

U238 = plus lourd que U235 non ? 

vous avez raison 

Code:

Je comprends donc que l'enrichissement à 3,25% correspond à l'enrichissement classique du combustible utilisé, soit 3,25% d'U235 (et donc 96,75% d'U238.)[size=13][/size]
Je ne comprends pas l'intérêt d'un calcul à 97% d'U235 puisque ça ne correspond pas du tout à un combustible de REP...

la question posée :Calculer dans le cas d'une cellule UOX à 97% en u235 ,l'impact de l'autoprotection de ce noyau.comparer cet effet à celui obtenu pour l'u238 dans le cas à 3.25%

Bonsoir,

Je profite de ce doux échange pour poser quelques questions :
Qu'est-ce que la protection et l'autoprotection?

Juste, en passant
merci
Gluonmou

Code:

U238 = plus lourd que U235 non ? 

vous avez raison 

Code:

Je comprends donc que l'enrichissement à 3,25% correspond à l'enrichissement classique du combustible utilisé, soit 3,25% d'U235 (et donc 96,75% d'U238.)[size=13][/size]
Je ne comprends pas l'intérêt d'un calcul à 97% d'U235 puisque ça ne correspond pas du tout à un combustible de REP...

la question posée :Calculer dans le cas d'une cellule UOX à 97% en u235 ,l'impact de l'autoprotection de ce noyau.comparer cet effet à celui obtenu pour l'u238 dans le cas à 3.25%

Code:

l'autoprotection?

on peut  définir l'autoprotection par  la variation brusque du flux  suivant les raisonnances.

ce phénomène est due que suite au ralentissement des neutrons pour qu'ils provoquent une fission ces derniers seront captés par des noyaux lourds (U238) , dans ce cas il faut utiliser un modérateur (le Bore)  permettant de rendre les neutrons thermiques , et capte peut les neutrons( section efficace faible du bore)

si je me trompes pas bien sure .à vérifier par un neutronicien.

Bonjour,

Sans être un neutronicien de métier, et pour ce que j'en sais, le Bore n'est certainement pas le modérateur.
Le modérateur est en général l'hydrogène (dans l'eau) voire le deutérium (dans l'eau lourde), ou encore plus rarement le carbone (cf UNGG).

Le Bore (10, pas les autres) est un absorbant de neutron thermique susceptible d’arrêter les chaines divergentes.

Si l'on en revient à ma question, lorsque vous parlez de protection avec U235, le fait de dire "avec" revêt-il un caractère réel (genre on rajoute de l'U5, mais il ne me semble pas), ou juste un calcul que l'on fait en prenant en compte ou pas, juste au niveau du calcul,  les phénomènes de captures (résonnantes ou pas).

Plus simplement encore, que est la valeur réelle du k infini dans le cas par exemple de l'UOX à 3,25 % (nous ne parlerons pas ici du 97,5 % où l'on voit bien que l'on peut plus aisément se faire sauter le caisson dans une ambiance post -apocalyptique)
merci
Gluonmou

Bonjour
Effectivement comme le dit Gluonmou, le bore est un absorbeur de neutrons et pas un modérateur (au sens ralentissement).
C'est l'eau qui sert de modérateur.
Iron Kloug

merci pour vos réponses , j'ai pensé que le bore est le modérateur , dans notre jeux de données 
apollo( l'énoncé du TP) on a utilisé le bore avec différentes concentrations (ligne 61) puis on effectué 
le calcul de k infini à fin d'analyser l'impact de l'autoprotection d' U5 et U8.