J'étudie en ce moment le fonctionnement d'une centrale nucléaire. J'ai bien compris le principe et ce qu'il s'y passe, au niveau du coeur. Mais je n'arrive pas à trouver la réponse à ces petites questions à propos de la fission :
1. Pour lancer la réaction en chaîne, il faut lancer un neutron sur un premier atome uranium 235... Comment procèdent-ils pour créer et envoyer ce neutron ?
2. J'ai supposé qu'on doit changer les "récipients" contenant les atomes uranium après la réaction en chaîne pour recommencer la manip'. Combien de temps dure exactement cette réaction ?
3. Toujours sur la même hypothèse : Les récipients sont-ils remplacés manuellement ou automatiquement par des machines ?
4. Une fois la réaction en chaîne terminée (plus d'atomes uranium ou plutonium), que font-ils des atomes résultants (soit produits de fission) ?
L'uranium dans les centrales françaises (et sûrement ailleurs dans le monde) est présent sous forme de longs barreaux parallèles les uns aux autre (un peu comme des crayons dans un pot). Une centrale, une fois démarrée est sensé tourner pour 18mois. À l'issue de ces 18mois, 1/3 des barreaux sont remplacés (un peu comme pour le sénat :p). Le remplacement est fait automatiquement (trop chaud et trop radioactif pour y aller manuellement) et de façon totalement immergé (on ne sort jamais le réacteur de l'eau).
Pour ce qui est des barreaux d'uranium remplacés, ils vont être traité pour redonner en partie de l'uranium exploitable de nouveau. Le processus produit néanmoins une relative (comparée à la quantité d'uranium au départ) petite quantité de déchet radioactif non traitable, ce qui représente l'un des plus gros problème des centrales (avec le risque terroriste et le coût de destruction d'une centrale)
Si je retrouve le document, je te mettrais un lien vers une présentation assez complète du fonctionnement d'une centrale en France.
18 mois ? Ca veut dire que la réaction en chaîne met 18 mois ?! C'est énorme
Je suppose que c'est parce que les neutrons sont ralentis énormément pour permettre aux noyaux d'atome uranium de les intercepter...
Merci beaucoup, j'attends ton lien avec impatience
En fait, la réaction en chaîne mets beaucoup plus longtemps que ça, c'est juste que les 18 mois c'est pour s'assurer un rendement à peu près constant de la centrale. Plus le problème des déchets à recycler ou traiter comme dit ci-dessus, mais sur lequel je ne vais pas m'attarder au risque de dire des bêtises...
En radioactivité, on parle de "demi-vie" d'un élément. C'est le temps qu'une quantité de cet élément met pour réduire de moitié à travers des désintégrations radioactives.
Si (chiffre au hasard) un élément a une demi-vie de 8 minutes, ça veut dire qu'au bout de 8 minutes (1 demi-vie) il restera 50% de la quantité de départ, au bout de 16 minutes (2 demi-vies) il restera la moitié de ça : 25% du départ, et ainsi de suite indéfiniement (puis qu'on arrivera jamais jusqu'à 0).
Pour un élément comme <math>\(\ ^{14}C\)</math> ou comme le tritium (<math>\(\ ^3H\)</math>) cette demi-vie peut se compter en secondes, voire moins. Mais pour un élément tel que <math>\(\ ^{235}U\)</math> ou pire son équivalent plutonium (je sais plus son nombre de masse), ça se compte facilement en années, décénies, voire siècles. Et ce n'est que la demi-vie, ça !
Non, le plutonium c'est un élément à part (<math>\(Pu\)</math>), pas un isotope de l'uranium.
Le seul élément que je connaisse à avoir des noms pour ses isotope c'est l'ydrogène :
deutérium <math>\(\ ^{2}H\)</math>
tritium (radioactif) <math>\(\ ^{3}H\)</math>
Il est produit dans le cœur des réacteurs nucléaires : sous l'effet du flux de neutrons, une partie de l'uranium qui compose le combustible nucléaire se transforme par capture neutronique.
Ce n'est pas la capture neutronique toute seul, mais les réactions qui en découlent. Le plutonium a son propre symbole d'élément (<math>\(Pu\)</math>), or chaque élément correspond à un nombre de protons dans le noyau, pas un nombre de masse.
La réaction, je pense (si quelqu'un pouvait confirmer ?), qui résulte de la capture neutronique ici est la transformation du neutron absorbé en proton, libérant ainsi un électron. L'électron libéré constitue d'ailleurs le "rayonnement" <math>\(\beta^-\)</math> en radioactivité. J'ai mis le mot "rayonnement" entre guillemet, dans la mesure où ce n'est pas une onde de lumière (contrairement au <math>\(\gamma\)</math> par exemple)
A retenir, 2 éléments différents ont nombre de protons différents, et symboles différents. A contrario, 2 isotpes sont du même élément, donc même nombre de protons, mais leurs noyaux n'ont pas même nombre de masses (donc si proton+neutron différents mais même nombre de protons, c'est donc sur le nombre de neutrons que ça se joue).
Bon, j'ai retrouvé, le fichier.
C'est un fichier .iso assez volumineux (325Mo) qui contient un programme de présentation des centrales nucléaires françaises (tout ne concerne pas leur fonctionnement et je n'ai d'ailleurs pas tout regardé) que nous avait refiler un ingé d'EDF après un cours qu'il enseignait à Supélec. lien de téléchargement (dl.free.fr)
Pour répondre à ta première question, en fait, le réacteur démarre tout seul spontanément (le principe est expliqué dans la présentation du lien) du fait de la radioactivité même du combustible.
Pour démarrer la réaction, on diminue la concentration en acide borique de l'eau du circuit primaire et on relève les barres de contrôle (en d'autre mots, on réduit les éléments absorbant les protons) pour rendre le réacteur surcritique et augmenter la puissance. On fait l’inverse pour l'arrêter.
quelques précisions ponctuelles et dans le désordre en regard d'un vaste sujet...
1- Pour le premier démarrage d'un coeur , les rares fissions spontanées de l'Uranium faiblement enrichi d'un PWR (<5%) ne permettent pas le démarrage du premier coeur. Il est nécessaire d'introduire une source externe ( cf le post de @interférences).
Ensuite , on a fabriqué suffisamment de trucs radioactifs pour que ils suffisent de lever les barres de contrôles pour démarrer, de plus en plus haut quand même au fur et à mesure de l'avancement d'un cycle de production ,pour cause d'"empoisonnement progressif du coeur" par certains produits de fission (...je schématise)
2- Il est utile de rappeler le rôle fondamental du "modérateur" dans un réacteur à uranium faiblement enrichi.
Pour qu'une réaction de fission se produise , il ne suffit pas d'émettre des neutrons. Encore faut -t-il qu'ils soient capturés par le matériau fissile.
On parle classiquement de la section efficace de réaction, qui va dépendre, entre autre, de la nature du combustible et de l'énergie des neutrons.
Contrairement à ce que l'on pourrait croire, l'efficacité de la réaction n'est pas obtenue pour l'énergie maximale des neutrons.
La section efficace de l'uranium est maximale à des niveaux d'énergie beaucoup plus faibles que celle où ils sont émis.
D'où l'impérative necessité de les ralentir pour que le réacteur fonctionne ( on parle de "neutrons lents" dans le jargon).
Dans un PWR ou un BWR, l'eau joue ce rôle fondamental, autant que celui de refroidissement.
3 On peut faire fonctionner des réacteurs avec de l'uranium non enrichi.
Malheureusement dans ce cas, l'eau est un modérateur inapprorié.
La toute première filière française( quelques réacteurs) , dite graphite -gaz , a utilisé de l'uranium non enrichi , modérateur grahite et fluide de refroidissement CO2.
La taille minimale nécessaire pour qu'un coeur puisse devenir critique augmente lorsque l'enrichissemnet diminue , ce qui est un inconvénient de ce type de filière. Un autre moins avouable lorsque l'on a des ambitions militaires est la faible productivité en ...Plutonium.
A l'autre bout de l'échelle , dans la filière dite rapide ou surgénérateur, il n'y a pas de modération ce qui implique un combustible a contrario trés enrichi . ( on parle parfois de "filière à neutons rapides "...Phenix et Superphenix pour ceux qui connaissent..
4- une précision technologique sommaire sur le combustible
le combustible n'est pas sous forme de "barreaux" d'uranium au sens propre .
Il est constitué d'un nombre considérable de pastilles d'oxyde d'uranium enrichi, empilées dans de longs tubes en alliage de zirconium, véritables "macaronis" de moins de 1 cm de diamètre pour plusieurs mètres de long (environ 4 m). On parle plus techniquement de gaine combustible.
Une pastille individuelle de d'UO2 c'est donc vraiment ...une pastille, de moins de 1cm de diamètre
Ces crayons combustibles se comptent par centaines, reunis par paquets de l'ordre de 200 à 300 dans un assemblage. Le nombre d'assemblage dépendra de la puissance du coeur.
5 épuisement du combustible
lorsque l'on renouvelle le coeur en partie, aprés chaque campagne, le combustible est loin d'avoir consommer tout l'uranium disponible .
Il faut voir que tout ce que "crachent" les pastilles dont je viens de parler, en terme de produits de fission reste normalement confinés dans la gaine combustible.
Certains de ces produits sont des poisons cumulatifs pour la réaction neutronique et ce sont eux qui conduisent au renouvellement du combustible, bien avant que tout l'uranium soit consommer.
Il y a aussi des limitations technoloqiques sur la gaine combustible car les produits de fissions gonflent la pastille et les gaz produits y augmentent progressivement la pression. ( un des premiers objectifs de sureté est de maintenir l'intégrité de cette gaine, qui est la "première barrière" ...il y a encore, en secours, deux barrières derrière, la cuve , l'enceinte réacteur , façon poupées russes !)
Notons enfin que il y a normalement plusieurs degrés d'enrichissement dans un même coeur pour optimiser les répartitions de puissance ( on imagine assez facilement qu'un crayon au centre du coeur va s'user différemment d'un crayon périphérique, toute chose égale par ailleurs))
Juste pour parler un peu plus du point 5 de nabucos, à propos des produits de fission qui gonfle la pastille, on peut ajouter que dans un réacteur à neutrons rapides, la production de gaz est bien plus importante, et on a typiquement un espace correspondant à 100% du combustible libre dans la gaine pour accueillir ce gaz.
Un autre point intéressant est l'origine de ce gonflement, qui n'est pas uniquement dû aux gaz de fission, mais aussi au dislocations créées.
Ces gaz peuvent soit sortir du combustible, et être stockés dans l'espace libre de la gaine sans problème, soit être capturés atome par atome par des composants de la pastille (un nano-amas d'oxydes par exemple) (sans créer de gonflement), soit créer des bulles à l'intérieur du combustible, ce qui résulte en un gonflement.
L'autre effet vient de l'irradiation par les neutrons qui crée des paires de Frenkel (une lacune et un atome interstiel dans le cristal). Si ils se recombinent, pas de problème, mais ils ne vont pas diffuser de la même manière dans le combustible, ce qui va résulter en la création de bulles de lacunes, donc de vide dans le combustible, et provoquer également un gonflement.
@Myoblaster
Sur le fond tu as parfaitement raison, mais cette description fort simplifiée me semblait suffisante au niveau de l'information qui me semble attendue.
Maintenant, si on parle de façon générique de "gonflement sous irradiation", cela ne concenerait pas que la pastille et un certain nombre de structures du coeur sont plus ou moins affactées dans le temps par ces mécanismes qui sont une cause significative de viellissemnet et donc de limitation de durée de vie. ( fragilistion progressive de la cuve par exemple et en conséqueence un choix pointu de l'acier ) ,... là on parle quand même en quelques dizaine d'années , mais c'est un facteur majeur de la durée de vie d'une centrale ...mais bon, on pourrait écrire un long roman !
En fait, on ne parle en dizaines d'années pour les aciers de cuve ou de structure que pour les réacteurs à neutrons lents. Pour ceux à neutrons rapides, il y a/aura de l'ordre de 40 dpa (déplacements par atome, en moyenne) par an, et les meilleurs aciers actuels ne peuvent en supporter qu'environ 200.
Et juste pour être clair, je n'ai jamais sous-entendu que tu ne savais pas, juste que la physique à l'échelle atomique est intéressante, et que c'était un bon exemple de ce qu'on peu étudier avec. Maintenant, ce n'est peut-être pas le bon topic pour cette conversation, mais pas loin.
Pour la durée de vie en dizaine d'années, je parlais, implicitement, des réacteurs ( de production) à "neutrons lents " puisque ce sont les seuls en service chez nous ( et peut être dans le monde (?) )
Pour ceux qui ont entendu parler du débat sur l'augmentation de la durée de vie de nos centrales PWR ( passge de 40 ans de conception à 60 ans ), la justification vis à vis du viellissement sous irradiation des structues réputées non changeables est un des paramètres décisifs .
L'amplification du problème pour les neutrons rapides que tu mentionnes n'est sans doute pas un des moindres enjeux pour un éventuel développment de réacteurs 4ème génération "option rapide".
Fission nucléaire
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