7 - Grandeurs physiques fondamentales et dérivées
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Le flux en phase φ ( , E, , t) (ou encore appelé flux angulaire, angular flux) fournit une
description détaillée de la population de particules étudiées. Il s’agit d’une distribution
différentielle par rapport aux différentes variables de l’espace des phases :
φ ( , E, , t) particules>cm –2 >MeV –1 >strd –1 >s –1
C’est le nombre de particules au point ( , E, , t) de l’espace des phases par unité de
surface perpendiculaire à la direction , par unité d’angle solide dans la direction , par
unité d’énergie et par unité de temps. En régime stationnaire, c’est-à-dire indépendant du
temps, le flux en phase est noté : φ ( , E, ).
Le flux scalaire ϕ ( , E, t) s’obtient par intégration du flux en phase φ ( , E, , t) sur la
variable angulaire .
particules>cm –2 >MeV –1 >s –1
nombre de particules au point , à l’énergie E, à l’instant t respectivement par unité de
surface, par unité d’énergie et par unité de temps. En régime stationnaire, c’est-à-dire indépendant du temps, le flux scalaire est noté : ϕ ( , E).
Le flux total ϕ T ( , t) s’obtient par intégration du flux scalaire sur la variable énergie :
particules>cm –2 >s –1
nombre de particules au point , à l’instant t respectivement par unité de surface et par
unité de temps. En régime stationnaire, c’est-à-dire indépendant du temps, le flux total est
noté : ϕ T ( ).
La fluence F t ( ) est obtenue par intégration du flux total sur la durée de l’irradiation :
particules>cm –2
Quelques ordres de grandeur :
– flux de neutrons thermiques (E < 0,4 eV) dans un REP : 4 × 10 13 n>cm –2 >s –1 ;
– flux de neutrons total dans un REP : 3 × 10 14 n>cm –2 >s –1 ;
– proportion de la population de neutrons du cœur d’un REP dans différents groupes
d’énergie :
– E > 0,9 MeV :
24 %
– 0,9 MeV < E < 5 × 10 –3 MeV :
35 %
– 5 × 10 –3 MeV < E < 6,25 × 10 –7 MeV :
26 %
– E < 6,25 10 –7 MeV :
15 %
– flux total de γ dans un cœur REP : quelque 10 14 γ >cm –2 >s –1 . Les contributions des γ
prompts de fission, des γ secondaires (capture radiative, diffusions inélastiques… des
neutrons) et des γ émis par les produits de fission sont additionnés ;
– le flux des neutrons d’énergie E > 1 MeV derrière l’enveloppe du cœur REP est de l’ordre
de 2 × 10 11 n>cm –2 >s –1 ;
– le flux des neutrons d’énergie E > 1 MeV à l’entrée de la cuve d’un REP est de l’ordre de
6 × 10 10 n>cm –2 >s –1 ;
r
⍀
r
⍀
r
⍀
⍀
⍀
r
⍀
r
r
⍀
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, ,
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Le flux en phase φ ( , E, , t) (ou encore appelé flux angulaire, angular flux) fournit une
description détaillée de la population de particules étudiées. Il s’agit d’une distribution
différentielle par rapport aux différentes variables de l’espace des phases :
φ ( , E, , t) particules>cm –2 >MeV –1 >strd –1 >s –1
C’est le nombre de particules au point ( , E, , t) de l’espace des phases par unité de
surface perpendiculaire à la direction , par unité d’angle solide dans la direction , par
unité d’énergie et par unité de temps. En régime stationnaire, c’est-à-dire indépendant du
temps, le flux en phase est noté : φ ( , E, ).
Le flux scalaire ϕ ( , E, t) s’obtient par intégration du flux en phase φ ( , E, , t) sur la
variable angulaire .
particules>cm –2 >MeV –1 >s –1
nombre de particules au point , à l’énergie E, à l’instant t respectivement par unité de
surface, par unité d’énergie et par unité de temps. En régime stationnaire, c’est-à-dire indépendant du temps, le flux scalaire est noté : ϕ ( , E).
Le flux total ϕ T ( , t) s’obtient par intégration du flux scalaire sur la variable énergie :
particules>cm –2 >s –1
nombre de particules au point , à l’instant t respectivement par unité de surface et par
unité de temps. En régime stationnaire, c’est-à-dire indépendant du temps, le flux total est
noté : ϕ T ( ).
La fluence F t ( ) est obtenue par intégration du flux total sur la durée de l’irradiation :
particules>cm –2
Quelques ordres de grandeur :
– flux de neutrons thermiques (E < 0,4 eV) dans un REP : 4 × 10 13 n>cm –2 >s –1 ;
– flux de neutrons total dans un REP : 3 × 10 14 n>cm –2 >s –1 ;
– proportion de la population de neutrons du cœur d’un REP dans différents groupes
d’énergie :
– E > 0,9 MeV :
24 %
– 0,9 MeV < E < 5 × 10 –3 MeV :
35 %
– 5 × 10 –3 MeV < E < 6,25 × 10 –7 MeV :
26 %
– E < 6,25 10 –7 MeV :
15 %
– flux total de γ dans un cœur REP : quelque 10 14 γ >cm –2 >s –1 . Les contributions des γ
prompts de fission, des γ secondaires (capture radiative, diffusions inélastiques… des
neutrons) et des γ émis par les produits de fission sont additionnés ;
– le flux des neutrons d’énergie E > 1 MeV derrière l’enveloppe du cœur REP est de l’ordre
de 2 × 10 11 n>cm –2 >s –1 ;
– le flux des neutrons d’énergie E > 1 MeV à l’entrée de la cuve d’un REP est de l’ordre de
6 × 10 10 n>cm –2 >s –1 ;
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