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Physique appliquée à l’exposition externe : dosimétrie et radioprotection
La présence de ces actinides dans les combustibles en refroidissement engendre la production de neutrons par deux phénomènes : soit l’actinide émet
des neutrons par fission spontanée (e.g. Cm) selon le processus étudié précédemment, soit par des réactions (α,n) sur l’oxygène du combustible.
La figure 4.12 donne l’évolution du flux de neutrons pour deux types de
combustibles (UOx et MOx).
a
10
-1 10
0
10
1
10
2
10
3
10
4
10
5
10
6
10
7
10
8
10
9 10
10 10
11 10
12 10
13
10
7
10
8
10
9
flux dû aux fissions spontanées du 242
Cm
flux dû aux fissions spontanées du 244
Cm
flux dû aux réactions (α,n)
flux dû aux fissions spontanées
n.s
-1
.t
-1
Temps de refroidissement (s)
UOx 3,7 % 50 GWj/t
flux total
b
10
-1 10
0
10
1
10
2
10
3
10
4
10
5
10
6
10
7
10
8
10
9 10
10 10
11 10
12 10
13
10
5
10
6
10
7
10
8
10
9
10
10
n.s
-1
.t
-1
Temps de refroidissement (s)
MOx 7,5 % 50 GWj/t
flux dû aux fissions spontanées du 242 Cm
flux dû aux fissions spontanées du 244 Cm
flux dû aux réactions (α,n)
flux dû aux fissions spontané
flux total
Figure 4.12 – Évolution du flux de neutrons en fonction du temps de refroidissement.
Flux total dû aux fissions spontanées et aux réactions (α,n), au
242
Cm et au
244
Cm pour
un combustible de type UOx enrichi à 3,7 % avec un taux de combustion de 50 GWj/t
(a) et un combustible de type MOx enrichi à 7,5 % avec un taux de combustion de
50 GWj/t (b).