210
Radioprotection et ingénierie nucléaire
Calcul de la source de neutrons produits par fissions spontanées
dans un combustible irradié
La production de neutrons P fs, n, i (t) par fission spontanée d’un isotope d’espèce i, à
l’instant t, est donnée par l’expression :
P fs, n, i (t) = A i (t) (λ fs, i /λ i )ν i
avec :
λ fs, i : constante de désintégration du noyau d’espèce i par fission spontanée.
λ i : constante de désintégration du noyau d’espèce i tous phénomènes de désintégration
pris en compte.
ν i : nombre moyen de neutrons émis lors d’une fission spontanée du noyau d’espèce i.
La caractérisation complète de cette source de neutrons nécessite d’affecter un spectre en
énergie aux neutrons de fission spontanée, S fsi (E n ) : nombre de neutrons produits à
l’énergie E n par unité d’énergie. La source de neutrons en fonction de l’énergie des
neutrons émis est alors donnée par le produit :
Q fs, n, i (E n , t) = P fs, n, i (t) S fsi (E n )
Calcul de la source de neutrons produits par réactions (α , n)
dans un combustible irradié
Les réactions (α, n) se produisent en particulier sur les éléments légers comme par exemple
l’oxygène 17 et l’oxygène 18 présents dans les combustibles oxydes UOx et MOx, ou
encore les éléments légers des déchets vitrifiés.
La production de neutrons P (αn), i (t) par réaction (α, n) associée à un isotope émetteur α
d’espèce i, à l’instant t, est donnée par l’expression :
P (αn), i (t) = A i (t) (λ (αn), i /λ i )r (αn), i
avec :
λ (αn), i : constante de désintégration α du noyau d’espèce i.
r (αn), i : nombre de neutrons émis par réaction (α , n) lors du ralentissement des particules
α émises par un isotope d’espèce i dans le milieu considéré (UO 2 , PuO 2 , SiO 2 …).
r (αn), i est également appelé rendement (α, n). Il peut être déterminé pour un α d’énergie
donnée se ralentissant dans un milieu donné ou bien pour un isotope émetteur α donné
et un milieu ralentisseur donné.
La caractérisation complète de cette source de neutrons nécessite d’affecter un spectre en
énergie aux neutrons produits par la réaction (α, n), S (αn), i (E n ) : nombre de neutrons
produits à l’énergie E n par unité d’énergie. La source de neutrons en fonction de l’énergie
des neutrons émis est alors donnée par le produit :
Q (αn), i (E n , t) = P (αn), i (t) S (αn), i (E n )
On désigne par k le facteur de multiplication effectif du combustible irradié (assemblage
dans un château de transport par exemple : k = 0,2). Pour déterminer la source totale de
neutrons, il faut tenir compte des fissions induites par les neutrons de fission spontanées et
ceux issus des réactions (α, n) en multipliant les sources associées à ces deux phénomènes
et exprimées ci-dessus par le facteur
:
.
1
1 k
Ϫ
------------- - P tot i
, t
( )
P fs n i
, , t
( ) P ␣n
( ) i
, t
( )
ϩ
[
]
1
1 k
Ϫ
------------- -
ϭ
Radioprotection et ingénierie nucléaire
Calcul de la source de neutrons produits par fissions spontanées
dans un combustible irradié
La production de neutrons P fs, n, i (t) par fission spontanée d’un isotope d’espèce i, à
l’instant t, est donnée par l’expression :
P fs, n, i (t) = A i (t) (λ fs, i /λ i )ν i
avec :
λ fs, i : constante de désintégration du noyau d’espèce i par fission spontanée.
λ i : constante de désintégration du noyau d’espèce i tous phénomènes de désintégration
pris en compte.
ν i : nombre moyen de neutrons émis lors d’une fission spontanée du noyau d’espèce i.
La caractérisation complète de cette source de neutrons nécessite d’affecter un spectre en
énergie aux neutrons de fission spontanée, S fsi (E n ) : nombre de neutrons produits à
l’énergie E n par unité d’énergie. La source de neutrons en fonction de l’énergie des
neutrons émis est alors donnée par le produit :
Q fs, n, i (E n , t) = P fs, n, i (t) S fsi (E n )
Calcul de la source de neutrons produits par réactions (α , n)
dans un combustible irradié
Les réactions (α, n) se produisent en particulier sur les éléments légers comme par exemple
l’oxygène 17 et l’oxygène 18 présents dans les combustibles oxydes UOx et MOx, ou
encore les éléments légers des déchets vitrifiés.
La production de neutrons P (αn), i (t) par réaction (α, n) associée à un isotope émetteur α
d’espèce i, à l’instant t, est donnée par l’expression :
P (αn), i (t) = A i (t) (λ (αn), i /λ i )r (αn), i
avec :
λ (αn), i : constante de désintégration α du noyau d’espèce i.
r (αn), i : nombre de neutrons émis par réaction (α , n) lors du ralentissement des particules
α émises par un isotope d’espèce i dans le milieu considéré (UO 2 , PuO 2 , SiO 2 …).
r (αn), i est également appelé rendement (α, n). Il peut être déterminé pour un α d’énergie
donnée se ralentissant dans un milieu donné ou bien pour un isotope émetteur α donné
et un milieu ralentisseur donné.
La caractérisation complète de cette source de neutrons nécessite d’affecter un spectre en
énergie aux neutrons produits par la réaction (α, n), S (αn), i (E n ) : nombre de neutrons
produits à l’énergie E n par unité d’énergie. La source de neutrons en fonction de l’énergie
des neutrons émis est alors donnée par le produit :
Q (αn), i (E n , t) = P (αn), i (t) S (αn), i (E n )
On désigne par k le facteur de multiplication effectif du combustible irradié (assemblage
dans un château de transport par exemple : k = 0,2). Pour déterminer la source totale de
neutrons, il faut tenir compte des fissions induites par les neutrons de fission spontanées et
ceux issus des réactions (α, n) en multipliant les sources associées à ces deux phénomènes
et exprimées ci-dessus par le facteur
:
.
1
1 k
Ϫ
------------- - P tot i
, t
( )
P fs n i
, , t
( ) P ␣n
( ) i
, t
( )
ϩ
[
]
1
1 k
Ϫ
------------- -
ϭ