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La physique des réacteurs nucléaires

 

De Serge MARGUET

 

TECHNIQUE & DOCUMENTATION - 2e édition - octobre 2013

    • eBook [PDF]

      395,00 €
    Formats disponibles →  Format PDF
     
     

    Avis des lecteurs  

     

    Présentation

    La physique des réacteurs nucléaires est le premier ouvrage français conçu pour aborder de façon progressive et détaillée la complexité théorique du comportement des neutrons, en situation sûre ou accidentelle. Fruit de l’expérience pédagogique de l’auteur et de son expertise internationale reconnue en sûreté nucléaire, il est rapidement devenu un ouvrage de référence au sein de la communauté nucléaire française.

    Après des rappels de physique nucléaire replaçant les notions théoriques dans leur contexte historique, l’auteur expose les théories mathématico-physiques les plus récentes concernant :

    • le ralentissement des neutrons dans la matière ;
    • les particules chargées et les rayonnements électromagnétiques ;
    • les phases de calcul, en soulignant les hypothèses simplificatrices ;
    • le concept de criticité, lorsque se développe et s’entretient une réaction nucléaire en chaîne ;
    • le calcul théorique des réacteurs homogènes et hétérogènes ;
    • les problèmes d’autoprotection ;
    • les méthodes numériques des 2 approches historiques du traitement des neutrons (transport neutronique et diffusion).

    Cette 2e édition, revue et augmentée, approfondit certaines notions, notamment le spectre théorique de fission, l’effet des liaisons cristallines, l’effet de l’hétérogénéité du champ de température, l’effet Dancoff, les équations du transport en géométrie dimensionnelle, le calcul du facteur anti-trappe, la méthode des neutrons pulsés, l’effet d’ombre de l’intégrale de résonance, la méthode Feynman-a, le traitement des instrumentations de l’EPR… Complété par plus de 400 références bibliographiques, dont de nombreuses commentées et une annexe replaçant les travaux d’EDF dans le contexte national du développement de l’énergie nucléaire, cet ensemble constitue la référence théorique la plus complète en neutronique.

    Cet ouvrage est conforme aux enseignements de l’Institut de transfert de technologie d’EDF et sert de référentiel aux enseignements de l’École nationale supérieure d’ingénieurs de Bourges (INSA-Centre Val de Loire). Il a été conçu pour les ingénieurs et techniciens sur sites souhaitant enrichir leur propre expertise, pour les étudiants de 3e cycle et les élèves ingénieurs en sciences énergétiques.

    Sommaire

    Préface à la première édition

    Introduction

    Chapitre 1. Notions de physique nucléaire

    1. Les corps chimiques

    2. Les molécules

    3. Les isotopes

    4. L’atome

    5. Le nombre d’Avogadro

    6. L’Équivalence masse-énergie

    7. Le neutron

    8. L’électron

    9. Le proton

    10. Le cortège électronique

    11. Le noyau atomique

    12. Le spin nucléaire

    13. La radioactivité

    14. Les filiations radioactives

    15. Chaîne des noyaux lourds

    Chapitre 2. Interaction des neutrons avec la matière

    1. La diffusion du neutron

    2. Les transmutations

    3. La fission

    4. La fusion

    5. Les sections efficaces

    6. La fission de l’atome

    7. Les Produits de fission issus de la fission

    Chapitre 3. Interaction des rayonnements électromagnétiques et des particules chargées avec la matière

    1. Le rayonnement électromagnétique

    2. Le rayonnement X

    3. Interaction des photons avec la matière

    4. La mesure des rayonnements

    5. Interaction des électrons avec la matière

    6. L’effet Tcherenkov-Mallet

    7. Les particules chargées : diffusion de Rutherford

    8. Transfert d’énergie à la matière

    9. Création de paires ion-électron par ionisation

    10. Variation de charge

    11. Les produits de fission

    12. Parcours dans la matière

    Chapitre 4. Le ralentissement des neutrons

    1. Présentation historique

    2. Théorie du ralentissement élastique

    3. Théorie du ralentissement continu

    4. Le ralentissement dans un milieu absorbant

    Chapitre 5. L’absorption résonnante

    1. Modèle de section efficace

    2. Formalisme de Breit-Wigner a un niveau

    3. L’autoprotection

    4. Ralentissement à travers des résonances

    5. Le formalisme de Livolant-Jeanpierre

    6. Modélisation de l’opérateur de ralentissement par l’isotope résonnant

    7. Milieu hétérogène

    8. Traitement de l’interaction énergétique : autoprotection des mélanges

    9. Le modèle Résonance Intermédiaire dans le calcul du flux

    10. La méthode des tables de probabilité

    Chapitre 6. L’effet Doppler

    1. Analyse intuitive de l’effet Doppler

    2. Section efficace effective d’interaction avec la matière ≪ chaude ≫

    3. L’élargissement Doppler généralisé : formule de Bethe-Placzek

    4. L’élargissement Doppler d’une section de type Breit-Wigner

    5. Application à la grande résonance de l’uranium

    6. Effet de la température sur les sections efficaces

    7. L’intégrale de résonance effective

    8. Température effective Doppler

    Chapitre 7. Thermalisation des neutrons

    1. Historique

    2. Théorie des gaz de Boltzmann

    3. Application aux neutrons

    4. Spectre de flux de neutrons

    5. L’équation de thermalisation

    6. Le modèle de Wigner-Wilkins : un gaz de protons libres

    7. Spectre asymptotique

    8. Solution simplifiée de l’équation de thermalisation avec absorption

    9. Le modèle d’Horowitz-Tretiakoff

    10. Le modèle de gaz lourd

    11. Le modèle différentiel de Cadilhac, Horowitz et Soulé

    12. Application du modèle de Cadilhac en milieu hétérogène

    13. Représentation graphique du flux sur tout le spectre d’énergie

    14. Cas de modérateurs réels

    15. Échauffement et refroidissement par diffusion

    16. L’absorption thermalisée

    17. Calcul du taux de réaction dans un spectre thermalisé réel

    18. Application du formalisme de Westcott

    Chapitre 8. L’équation de Boltzmann

    1. Présentation de l’équation de Boltzmann

    2. L’équation intégro-différentielle du transport

    3. Forme intégrale de l’équation de Boltzmann

    4. Troisième forme de l’équation du transport : la forme intégrale surfacique

    5. Notion de fonction caractéristique

    6. Transformée de Fourier de l’équation de Boltzmann

    7. L’équation du transport à une dimension

    8. Solution asymptotique de diffusion

    9. Équations du transport en géométrie tridimensionnelle

    Chapitre 9. Les méhodes de calcul en transport neutronique

    1. La méthode des ordonnées discrètes Sn

    2. La méthode Sn exacte

    3. La méthode des polynômes de Legendre

    4. La méthode SPn

    5. Traitement des interfaces entre milieux

    6. La méthode des harmoniques sphériques

    7. Le problème de Milne

    8. La méthode DPn

    9. Le demi-plan infini : problème de l'albédo

    10. La méthode Bn

    11. La méthode Tn

    12. La méthode Fn

    13. La méthode Cn

    14. La méthode SKn

    15. La méthode des caractéristiques

    16. La formulation paire-impaire de l’équation du transport

    17. La méthode variationnelle en transitoire

    18. La méthode Gauss-Seidel sur les sources en transitoire

    19. L’approche probabiliste : la méthode de Monte-Carlo

    Chapitre 10. La diffusion neutronique

    1. La loi de Fick

    2. Conditions aux limites d’un milieu entouré de vide en théorie de la diffusion

    3. Conditions aux limites entre deux milieux quelconques

    4. L'équation de la diffusion en énergie

    5. Équation de la diffusion à un groupe d’énergie

    6. Diffusion ≪ thermique ≫

    7. Diffusion d’une source dans un milieu non multiplicateur

    8. Mesure de la longueur de diffusion d’un modérateur par atténuation

    9. La méthode des neutrons pulsés

    10. La diffusion dans un mur homogène

    11. Transitoire de thermalisation d’une source en théorie dela diffusion.

    12. La diffusion polycinétique

    Chapitre 11. La réactivite d’un réacteur nucléaire

    1. Facteur de multiplication de la réaction en chaîne

    2. Formule des ≪ quatre facteurs ≫

    3. Prise en compte des fuites dans le cas d’un réacteur fini

    4. Facteur de multiplication à deux groupes

    5. Facteur de multiplication par bilan de taux de réaction

    6. Effet de réactivité ou écart de réactivité

    7. Calcul de réactivité par la théorie des perturbations

    Chapitre 12. Théorie de la pile critique homogène

    1. Introduction

    2. Notion de Laplacien matieère et géométrique

    3. Condition de criticite

    4. Notion de taille critique : le modèle fil

    5. Mode fondamental d’un réacteur de géometrie simple

    6. Réacteur tridimensionnel quelconque

    7. Théorie de l’âge de Fermi

    8. Diffusion multigroupe

    9. Monocinétique des réacteurs en théorie de la diffusion avec source

    10. Calcul à source : généralisation en multi-groupes

    Chapitre 13. Le réflecteur neutronique

    1. Quelques considérations mathématiques sur le réflecteur

    2. Réflecteur en théorie de la diffusion

    3. Définition de l’albédo réflecteur

    4. Théorie du réflecteur à deux groupes d’énergie

    5. Réacteur plan et réflecteur fini sans remontée en énergie

    6. Le modèle d’albédo ≪ Magic Shell ≫ d’Ackroyd

    7. Le modèle de réflecteur Lefebvre-Leigot

    8. Matrice d’albédo

    9. Prise en compte de la remontée en énergie

    10. La correspondance diffusion/transport

    11. Le modèle Reuss-Nisan

    12. Le modèle Mondot

    13. La méthode BETA généralisée

    14. Absorption dans le réflecteur

    15. Albedos doublement-différentiel

    Chapitre 14. Le réacteur hétérogène

    1. Pourquoi l’hétérogénéité ?

    2. La théorie Gurevitch-Pomerantchuk de l’absorption résonnante hétérogène

    3. Modélisation de la structure fine de flux

    4. Le problème de l’équivalence transport-diffusion

    5. Théorie de l’homogénéisation en diffusion

    Chapitre 15. La physique du cycle du combustible

    1. Notation schématique de la physique du cycle

    2. Les désintégrations

    3. Les réactions sous flux neutronique

    4. Les équations de Bateman

    5. Forme vectorielle de l’équation de Bateman

    6. Calcul des grandeurs d’intérêt du cycle du combustible

    7. Le calcul de l’évolution des noyaux

    8. Principe de réduction des chaînes

    9. Un exemple d’activation : les barres de contrôle

    10. Physique du xénon

    11. Physique du samarium

    12. Physique du gadolinium

    13. Le cycle industriel du combustible en France

    Chapitre 16. Les contre-réactions neutroniques

    1. Effet de la température combustible sur le coefficient de multiplication

    2. Effet de la température du modérateur

    3. Effet de bore dans les réacteurs à eau pressurisée

    4. Coefficient de puissance

    5. Modélisation des contre-réactions

    6. Correction d’historique isotopique

    Chapitre 17. La cinétique des réacteurs

    1. Les neutrons prompts

    2. Les neutrons retardes

    3. Effet des neutrons retardés sur la cinétique des réacteurs

    4. Équation de la cinétique neutronique

    5. L’équation de Nordheim

    6. Notion de ≪ prompt jump ≫ : injection d’un échelon de réactivité

    7. La théorie de l’âge dans l’équation de cinétique des neutrons thermiques

    8. Équations de cinétique réduite

    9. Cinétique avec source de neutrons imposée

    10. Spectre des neutrons retardés

    11. Détermination pratique du temps de génération des neutrons prompts

    12. Principales causes de variation de la réactivité

    13. Accident de réactivité : insertion d’une très grande réactivité

    14. Insertion d’anti-réactivité

    15. Synthèse des cas

    16. Créneau de réactivité

    17. Chute des barres, insertion d’une grande anti-réactivité

    18. Rampe de réactivité

    19. Transitoire de réactivité

    20. L’excursion de puissance

    21. L'approche sous-critique : démarrage d'un cœur

    22. Stabilité du réacteur

    23. Oscillations spatio-temporelles du xénon

    24. Effets cinétiquesmécaniques

    25. Le bruit neutronique

    Chapitre 18. Les méthodes de calcul en diffusion neutronique

    1. Notion de maillages de calcul

    2. Équations de diffusion multigroupe

    3. La méhode des puissances

    4. La méthode des Différences Finies

    5. Les Méthodes Nodales

    6. La méthode des Élements Finis

    7. Les méthodes variationnelles

    8. Le calcul des barres de contrôle

    9. Le traitement des instrumentations

    Conclusion

    Annexe

    La physique des réacteurs et les codes de neutronique à EDF

    Références bibliographiques

    Index

    Supports disponibles

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