8 - Les sources de rayonnements
233
8.3. Inventaire radiologique et déchets radioactifs
La connaissance de l’inventaire isotopique d’un combustible nucléaire irradié est une
précieuse source d’informations. Ainsi :
– L’analyse isotopique d’un combustible irradié par le calcul et/ou par diverses méthodes
expérimentales (spectrométrie γ, spectrométrie de masse…) renseigne sur son historique
d’irradiation :
– le 140 La (β – , période 1,7 j), le 92 Sr (β – , période 2,7 h), le 103 Ru (β – , période 39,3 j),
le 95 Zr (β – , période 64 j) sur la puissance produite par le combustible,
– le 137 Cs (β – , période 30,2 a), le 134 Cs (β – , période 2,1 a), le 154 Eu (β – , période 8,6 a),
les isotopes du néodyme, sur son taux de combustion (burn-up),
– le 144 Ce (β – , période 285 j), le 106 Ru (β – , période 1 a), sur son temps de refroidissement.
– L’analyse isotopique conduit à identifier quels sont les produits de fission et les actinides
qui représentent, pour un combustible REP par exemple, environ 80 % de la réserve
d’anti-réactivité intéressant la problématique du Credit Burn-up dans le cadre des études
de sûreté-criticité : 149 Sm, 103 Rh, 143 Nd, 133 Cs, 155 Gd, 151 Sm, 152 Sm, 99 Tc, 145 Nd, 153 Eu,
155 Eu, 95 Mo, 147 Sm, 150 Sm, 109 Ag, 101 Ru, 236 U, 238 Pu, 240 Pu, 242 Pu, 241 Am.
Tableau 8.16. Production de neutrons par (γ, n) sur le deutérium de l’eau (teneur 0,015 % soit
10 19 noyaux> > >
> cm –3 ) dans un combustible UOX et un combustible MOX. Puissance spécifique
38,25 MW> > >
> t –1 , Temps de refroidissement : 1 mois.
Taux de combustion
(MWj> > >
>t –1 )
Source (γ, n) (n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
(valeurs enveloppes)
cas UOX
Source (γ, n) (n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
(valeurs enveloppes)
cas MOX
1000
66
77
10500
90
98
21000
92
98
31500
94
98
42000
95
98
Tableau 8.17. Énergies de seuil des réactions de type (γ, f) sur divers isotopes lourds
(Lyoussi, 1994 ; Wagemans, 1991).
Isotope
Énergie de seuil (MeV)
232 Th
6
233 U
5,7
234 U
6
235 U
5,8
236 U
5,9
238 U
5,38
237 Np
5,6
239 Pu
5,8
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8.3. Inventaire radiologique et déchets radioactifs
La connaissance de l’inventaire isotopique d’un combustible nucléaire irradié est une
précieuse source d’informations. Ainsi :
– L’analyse isotopique d’un combustible irradié par le calcul et/ou par diverses méthodes
expérimentales (spectrométrie γ, spectrométrie de masse…) renseigne sur son historique
d’irradiation :
– le 140 La (β – , période 1,7 j), le 92 Sr (β – , période 2,7 h), le 103 Ru (β – , période 39,3 j),
le 95 Zr (β – , période 64 j) sur la puissance produite par le combustible,
– le 137 Cs (β – , période 30,2 a), le 134 Cs (β – , période 2,1 a), le 154 Eu (β – , période 8,6 a),
les isotopes du néodyme, sur son taux de combustion (burn-up),
– le 144 Ce (β – , période 285 j), le 106 Ru (β – , période 1 a), sur son temps de refroidissement.
– L’analyse isotopique conduit à identifier quels sont les produits de fission et les actinides
qui représentent, pour un combustible REP par exemple, environ 80 % de la réserve
d’anti-réactivité intéressant la problématique du Credit Burn-up dans le cadre des études
de sûreté-criticité : 149 Sm, 103 Rh, 143 Nd, 133 Cs, 155 Gd, 151 Sm, 152 Sm, 99 Tc, 145 Nd, 153 Eu,
155 Eu, 95 Mo, 147 Sm, 150 Sm, 109 Ag, 101 Ru, 236 U, 238 Pu, 240 Pu, 242 Pu, 241 Am.
Tableau 8.16. Production de neutrons par (γ, n) sur le deutérium de l’eau (teneur 0,015 % soit
10 19 noyaux> > >
> cm –3 ) dans un combustible UOX et un combustible MOX. Puissance spécifique
38,25 MW> > >
> t –1 , Temps de refroidissement : 1 mois.
Taux de combustion
(MWj> > >
>t –1 )
Source (γ, n) (n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
(valeurs enveloppes)
cas UOX
Source (γ, n) (n> > >
>cm –3 > > >
>s –1 )
(valeurs enveloppes)
cas MOX
1000
66
77
10500
90
98
21000
92
98
31500
94
98
42000
95
98
Tableau 8.17. Énergies de seuil des réactions de type (γ, f) sur divers isotopes lourds
(Lyoussi, 1994 ; Wagemans, 1991).
Isotope
Énergie de seuil (MeV)
232 Th
6
233 U
5,7
234 U
6
235 U
5,8
236 U
5,9
238 U
5,38
237 Np
5,6
239 Pu
5,8