Bonsoir tous le monde
j'ai deux questions que j'arrive pas à répondre :
1. Quel est le rôle des noyaux dits précurseurs dans le contrôle d'un réacteur nucléaire ?
2. Les réacteurs nucléaires sont une source abondante d'anti-neutrinos (mais pas de neutrinos) : pourquoi ?
Merci d'avance
Bonsoir ,
Pour les précurseurs , une simple recherche vous donnera la réponse ; par exemple : http://www.laradioactivite.com/site/...nsretardes.htm
En résumé , ils rendent le réacteur moins " pointu " à piloter .
L'autre question est plus subtile ….
Les produits de fission retournent presque immédiatement à un état moins instable par émission béta moins ( à raison de 3 transitions béta- en moyenne par pf )
Le complément à l'e- est un antineutrino .
Dernière modification par XK150 ; 22/12/2018 à 20h56.
Re ,
Pour illustrer , 2 précurseurs de neutrons retardés :
87Br* ( t=55s , béta- ) > 87Kr* qui peut donner en émettant un neutron 86Kr stable .
137I* ( t = 24s , béta- ) > 137Xe* qui peut donner en émettant un neutron 136Xe stable .
Merci d'avoir répondre à mes questions.
Une réaction nucléaire est une réaction en chaîne. Un noyau lourd (ex : uranium 235) capture un neutron. Il devient instable et se désintègre. Cette désintégration implique la formation de produits fissibles (ex : Krypton 92 et baryum 141) et de neutrons (ex : 3). A noter qu’il existe plusieurs produits fissibles possibles soit le nombre de neutrons émis n’est pas toujours similaire (ex : en moyenne 2.4). Les neutrons produits ici sont des « neutrons instantanées (ou prompts) » (< 〖10〗^(-7) s).Envoyé par titizafat
Parmi les produits fissibles, certains sont instables et se stabilisent par désintégration β impliquant l’émission d’un neutron. Un tel neutron est dit retardé car il est émis via un temps bien plus important que les neutrons prompts (> 1s). Le noyau ayant émis un neutron retardé est dit précurseur. A noter que les neutrons retardés représentent moins de 1% des neutrons émis (soit plus de 99% sont prompts).
Dans une centrale nucléaire, la réaction en chaîne se doit d’être contrôlée. Pour cela on utilise le coefficient de criticité k qui doit être égal à 1. Cela signifie qu’un atome d’uranium doit émettre un unique neutron effectif pour provoquer la fission d’un unique atome d’uranium. On a vu précédemment qu’en moyenne, la fission de l’uranium 235 émet 2,4 neutrons prompts. Soit il faut qu’il y ait (1/2.4=)0.42% des neutrons prompts qui soit effectif. Pour limiter le nombre de neutrons effectives, il existe des absorbants (grappes mobiles ou bore dissous) mise en œuvre. Dans tous les cas il ne faut pas passer en régime supercritique (k>1).
C’est là que l’utilisation des neutrons retardés est intéressante. Pour conserver un k=1, il suffit de « régler » le nombre de neutrons prompts effectifs pour obtenir un k proche mais inférieur à 1 de façon à ce que soit les neutrons retardés qui compensent pour obtenir k=1. Les neutrons retardés mettent un temps relativement long pour se déclencher, cela permet d’anticiper et au besoin de réguler (pour avoir toujours k≤1).
Dernière modification par flyylf ; 23/12/2018 à 20h19.
Merci pour votre réponse.
Est-ce que vous pouvez m’expliquer c'est quoi un neutron effectif, et pourquoi il faut limiter leur nombre ? et que se passe-t-il si on donne à k une valeur légèrement supérieure, pendant un temps limité, pour le ramener ensuite à l'unité.
Re ,
Si votre k est bien le k effectif c'est à dire le rapport du nombre de fissions entre 2 générations , alors
en réalité k effectif n'est jamais égal à 1.00000000... donc ,
Si k eff > 1 le réacteur diverge ,
si k eff < 1 le réacteur converge .
Le pilotage à puissance constante consiste à se maintenir au plus près de la valeur unitaire , sans jamais l'atteindre mathématiquement .
??
S'il y a une intégration dans la boucle d'asservissement, on obtient l'erreur nulle (strictement) et donc k=1. Non?
Il y a autre chose que j'oublie?
Moi ignare et moi pas comprendre langage avec «hasard», «réalité» et «existe».
Ma réponse est avant tout du niveau scolaire du demandeur : qu'il comprenne que l'on a affaire à un phénomène exponentiel , et non pas à un long fleuve tranquille , le pied calé sur l'accélérateur.
Après , tu as sûrement raison , puisque le pilotage est automatique …
Mais le pilotage poursuit en permanence le k = 1 , avec des actions physiques sur le réacteur , ne serait ce qu'à cause de la consommation de combustible seconde par seconde .
Reste que l'électronique obtient k= 1 … A combien près ????
Avec ta réponse , je calcule un temps de doublement de la puissance réaliste .
Pour l'électronique, la précision est infinie devant tout le reste.
Ce qui va faire le défaut de l'asservissement, cela va être le capteur de la grandeur asservie : Si j'ai bien suivi, c'est la puissance?
Donc le capteur de puissance conditionne la précision.
Moi ignare et moi pas comprendre langage avec «hasard», «réalité» et «existe».
Le réacteur primaire d’une centrale est caractérisé par la réactivité du milieu. Ce milieu est composé du combustible (ex : uranium 235), d’eau et d’absorbant (pour faire simple). Plus le milieu est réactif et plus les réactions de fission sont favorisées. La réactivité du milieu dépend du combustible, de sa mise en œuvre , des absorbants utilisés… L’objectif est d’avoir une réactivité du milieu optimal pour entretenir la réaction en chaîne sans passer en régime supercritique.
La fission d’un atome lourd (uranium 235) satisfait à la formation de produits fissibles, de photon γ (principalement) et de neutrons prompts (en moyenne 2,4). Parmi les neutrons prompts émis, certains sont absorbés (capture) par le milieu et ne provoqueront pas de nouvelle fission soit ils n’entretiennent plus la réaction en chaîne. Un neutron effectif est un neutron qui satisfait à une fission, soit qui entretient la réaction en chaîne.
Une réaction de fission (de l’uranium 235) produit de la chaleur (cinétique des produits de fission principalement) ce qui permet le fonctionnement de votre réacteur. Pour un k_eff=1 (la fission d’un atome d’uranium provoque la fission d’un unique autre atome d’uranium) alors votre réaction est entretenue. Si vous ne limitez pas le nombre de neutrons prompts effectifs produits (soit si votre milieu est trop réactif k_eff>1), alors le nombre de réactions de fissions augmentent (exponentiellement) et la chaleur augmente (exponentiellement). Votre réacteur ne fonctionne plus dans les conditions de température et de pression normales (sans parler des rayonnements).
En fait ce que l’on ne veut pas, c’est que les neutrons prompts effectifs imposent à eux-seul un k_(eff prompts)>1 car ils se renouvellent très vite et risque de faire basculer rapidement le réacteur en régime supercritique sans qu’on ait le temps de réagir. L’objectif est que les neutrons prompts effectifs se renouvellent avec un k_(eff prompts)<1 (mais pas trop éloigné:0,95%). Les neutrons retardés effectifs eux constituent un réservoir de neutrons car leurs actions est lente (environ 10s). En fait peu importe (on évite quand même) que k_(eff prompts+retardés)>1 du moment qu’on n’arrive jamais à k_(eff prompts)>1. Les neutrons retardés sont faciles à réguler du fait de leur lenteur. Leur rôle est de compenser le manque (volontaire) de neutron prompt effective pour entretenir la réaction.
Merci infiniment.
Le problème est probablement d'ordre pratique .
Le capteur qui mesure la puissance thermique de 4250 MW ( sur les derniers REP - EDF ) n'existe pas .
Il existe le bilan thermique ( enthalpique ) : on connaît ( on mesure ) la température d'entrée cœur , idem pour la température sortie cœur , on connaît le débit ,
on a une indication de la puissance , aux erreurs près . Le bilan thermique sort toutes les 90 s en fréquence normale .
Il existe des chaînes de mesures neutroniques hors cœur et hors cuve , disposées sur toute la hauteur du cœur ( environ 4m ) et situées sur 3 ou 4 génératrices verticales .
Il faut passer de ces indicateurs neutroniques externes à la puissance thermique interne .
Il existe des mesures neutroniques et de température complémentaires temporaires en des points précis à l'intérieur du cœur .
Tout ceci conduit à connaître - aux marges d' erreur près - la puissance thermique volumique par cm3 de cœur , pratiquement le volume d'une pastille combustible unitaire ,
et il y en a 17 101 920 sur un chargement standard ! Tout ceci est nécessaire car la puissance thermique dégagée par zone macroscopique de l'ordre du m3 , est loin d'être homogène .
Là aussi , ces indications sortent toutes les 90 s en fréquence normale .
C'est à partir de ces données qu'il faut établir la statégie du pilotage … Comment ? Je n'en sais rien ...
Stefjm, prochain message pour troller sur le sujet et je ban en attendant de voir pour la prémodération.
\o\ \o\ Dunning-Kruger encore vainqueur ! /o/ /o/
Merci de transmettre mes messages à XK150.
Vous êtes un peu tout seul à voir du trollage.
Moi ignare et moi pas comprendre langage avec «hasard», «réalité» et «existe».
Bonjour,
Une idée de la précision de l'estimation de puissance?
Cordialement.
Moi ignare et moi pas comprendre langage avec «hasard», «réalité» et «existe».
Re ,
C'est peut être un tort d'avoir pris comme un exemple un REP-EDF : trop complexe . Un réacteur d'enseignement aurait été plus judicieux .
Pour un REP -EDF sans doute beaucoup de choses intéressantes à ton niveau ici , à partir page 44 environ .
https://pastel.archives-ouvertes.fr/.../manuscrit.pdf
Merci.
Je regarde.
Moi ignare et moi pas comprendre langage avec «hasard», «réalité» et «existe».
