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Radioprotection et ingénierie nucléaire
On constate que, pour le temps de refroidissement considéré d’un mois, la production de
neutrons par la fission spontanée devient, en fonction du taux de combustion croissant,
largement supérieure à celle due aux réactions (α, n). À noter également la valeur nettement plus forte de l’émission neutronique du combustible MOX comparativement au
combustible UOX.
8.2.6. Neutrons produits par les réactions photonucléaires
D + γ
➛ H + n
Q = –2,26 MeV
9 Be + γ
➛
8 Be + n
Q = –1,666 MeV
6 Li + γ
➛
5 Li + n
Q = –1,9 MeV
Le tableau 8.16 indique une estimation de la production de neutrons émis par réaction
(γ, n) dans le cas de deux combustibles UOX et MOX.
Avec des énergies de seuil plus élevées, pouvant atteindre près de 14 MeV (cas du 54 Fe)
ces réactions photonucléaires se produisent sur d’autres isotopes. Sur les noyaux lourds du
combustible, les gamma peuvent provoquer la fission par réactions de type (γ, f) dont les
énergies de seuil sont indiquées dans le tableau 8.17 ci-dessous :
Les sections efficaces de ces réactions photonucléaires ont des valeurs allant de quelques
millibarns à quelques centaines de millibarns.
Tableau 8.14. Production de neutrons par fissions spontanées, réactions (α, n)
dans un combustible UOX. Puissance spécifique 38,25 MW> > >
>t –1 ,
temps de refroidissement : 1 mois.
Taux de combustion
(MWj> > >
>t –1 )
Source (α, n)
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
Source fission spontanée
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
1 000
0,22
0,21
10500
10,1
47,7
21000
1,05 × 10 2
7,49 × 10 2
31500
3,52 × 10 2
3,41 × 10 3
42000
7,15 × 10 2
9,55 × 10 3
Tableau 8.15. Production de neutrons par fissions spontanées, réactions (α, n) dans un combustible
MOX. Puissance spécifique 38,25 MW> > >
>t –1 , temps de refroidissement : 1 mois.
Taux de combustion
(MWj> > >
>t –1 )
Source (α, n)
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
Source fission spontanée
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
1 000
6,28 × 10 2
2,76 × 10 3
10500
3,26 × 10 3
2,35 × 10 4
21000
4,55 × 10 3
4,68 × 10 4
31500
5,37 × 10 3
7,48 × 10 4
42000
5,98 × 10 3
1,07 × 10 5
Radioprotection et ingénierie nucléaire
On constate que, pour le temps de refroidissement considéré d’un mois, la production de
neutrons par la fission spontanée devient, en fonction du taux de combustion croissant,
largement supérieure à celle due aux réactions (α, n). À noter également la valeur nettement plus forte de l’émission neutronique du combustible MOX comparativement au
combustible UOX.
8.2.6. Neutrons produits par les réactions photonucléaires
D + γ
➛ H + n
Q = –2,26 MeV
9 Be + γ
➛
8 Be + n
Q = –1,666 MeV
6 Li + γ
➛
5 Li + n
Q = –1,9 MeV
Le tableau 8.16 indique une estimation de la production de neutrons émis par réaction
(γ, n) dans le cas de deux combustibles UOX et MOX.
Avec des énergies de seuil plus élevées, pouvant atteindre près de 14 MeV (cas du 54 Fe)
ces réactions photonucléaires se produisent sur d’autres isotopes. Sur les noyaux lourds du
combustible, les gamma peuvent provoquer la fission par réactions de type (γ, f) dont les
énergies de seuil sont indiquées dans le tableau 8.17 ci-dessous :
Les sections efficaces de ces réactions photonucléaires ont des valeurs allant de quelques
millibarns à quelques centaines de millibarns.
Tableau 8.14. Production de neutrons par fissions spontanées, réactions (α, n)
dans un combustible UOX. Puissance spécifique 38,25 MW> > >
>t –1 ,
temps de refroidissement : 1 mois.
Taux de combustion
(MWj> > >
>t –1 )
Source (α, n)
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
Source fission spontanée
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
1 000
0,22
0,21
10500
10,1
47,7
21000
1,05 × 10 2
7,49 × 10 2
31500
3,52 × 10 2
3,41 × 10 3
42000
7,15 × 10 2
9,55 × 10 3
Tableau 8.15. Production de neutrons par fissions spontanées, réactions (α, n) dans un combustible
MOX. Puissance spécifique 38,25 MW> > >
>t –1 , temps de refroidissement : 1 mois.
Taux de combustion
(MWj> > >
>t –1 )
Source (α, n)
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
Source fission spontanée
(n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
1 000
6,28 × 10 2
2,76 × 10 3
10500
3,26 × 10 3
2,35 × 10 4
21000
4,55 × 10 3
4,68 × 10 4
31500
5,37 × 10 3
7,48 × 10 4
42000
5,98 × 10 3
1,07 × 10 5