8 - Les sources de rayonnements
217
– ils provoquent de l’activation (incidence potentielle sur les opérations de déchargement
du combustible du réacteur),
– ils jouent aussi un rôle dans les techniques mises au point pour effectuer les contrôles
non destructifs dans l’industrie nucléaire : détection de rupture de la gaine d’un crayon
combustible (RNG 3, 1990), dosages de matière fissile contenue dans des colis (Lyoussi,
1994).
Les neutrons retardés contribuent également à la puissance résiduelle durant une centaine de
secondes après l’arrêt du réacteur (Tobias, 1980 ; Huynh, 1996). Au temps de refroidissement
de 0,1 seconde (temps compté à partir de l’arrêt du réacteur), ils peuvent représenter plus de
60 % de la puissance résiduelle. Dans les dix premières secondes après l’arrêt du réacteur,
leur contribution est supérieure à celle des produits de fission. Elle n’est plus que de quelques
millièmes de la puissance résiduelle totale à 100 s de temps de refroidissement.
Figure 8.4. Spectres des neutrons de fission (fission induite par un neutron thermique)
de l’uranium 235.
Formule de Watt avec coefficients de Cranberg ( 235 U : A = 1,03627, B = 2,29 ; 239 Pu :
A = 1,02, B = 2,495) et coefficients de l’évaluation américaine de données nucléaires
ENDF/B5 ( 235 U : A = 1,012, B = 2,249 ; 239 Pu : A = 1,035, B = 2,842). A et B en MeV –1 .
Tableau 8.2. Exemples de valeurs des constantes A et B du spectre de Watt.
Pour un même isotope fissile ces valeurs diffèrent selon les auteurs.
Noyau fissile
A (MeV –1 )
B (MeV –1 )
E moy (MeV)
ν
235 U
1,012
2,249
2,01
2,43
239 Pu
1,035
2,842
2,11
2,88
A et B : valeurs issues de ENDF/B5 ; ν : valeurs issues de Wagemans (1991).
E moy : Énergie moyenne des neutrons émis par fission.
ν : nombre moyen de neutrons émis par fission.
217
– ils provoquent de l’activation (incidence potentielle sur les opérations de déchargement
du combustible du réacteur),
– ils jouent aussi un rôle dans les techniques mises au point pour effectuer les contrôles
non destructifs dans l’industrie nucléaire : détection de rupture de la gaine d’un crayon
combustible (RNG 3, 1990), dosages de matière fissile contenue dans des colis (Lyoussi,
1994).
Les neutrons retardés contribuent également à la puissance résiduelle durant une centaine de
secondes après l’arrêt du réacteur (Tobias, 1980 ; Huynh, 1996). Au temps de refroidissement
de 0,1 seconde (temps compté à partir de l’arrêt du réacteur), ils peuvent représenter plus de
60 % de la puissance résiduelle. Dans les dix premières secondes après l’arrêt du réacteur,
leur contribution est supérieure à celle des produits de fission. Elle n’est plus que de quelques
millièmes de la puissance résiduelle totale à 100 s de temps de refroidissement.
Figure 8.4. Spectres des neutrons de fission (fission induite par un neutron thermique)
de l’uranium 235.
Formule de Watt avec coefficients de Cranberg ( 235 U : A = 1,03627, B = 2,29 ; 239 Pu :
A = 1,02, B = 2,495) et coefficients de l’évaluation américaine de données nucléaires
ENDF/B5 ( 235 U : A = 1,012, B = 2,249 ; 239 Pu : A = 1,035, B = 2,842). A et B en MeV –1 .
Tableau 8.2. Exemples de valeurs des constantes A et B du spectre de Watt.
Pour un même isotope fissile ces valeurs diffèrent selon les auteurs.
Noyau fissile
A (MeV –1 )
B (MeV –1 )
E moy (MeV)
ν
235 U
1,012
2,249
2,01
2,43
239 Pu
1,035
2,842
2,11
2,88
A et B : valeurs issues de ENDF/B5 ; ν : valeurs issues de Wagemans (1991).
E moy : Énergie moyenne des neutrons émis par fission.
ν : nombre moyen de neutrons émis par fission.