Neutronika

A neutron (vagy neutron szállítás) a tanulmány az áramlás a neutronok az anyagban, és indukálják a reakciók azok, különösen a villamosenergia-a hasadási sejtmagok az atomok nehezebb.

A neutron többek között lehetővé teszi a neutronfluxusok vizsgálatát (a neutronok száma egységnyi területre és időegységre vonatkoztatva: n / cm 2 / s), valamint a közeg reaktivitását (egy paraméter, amely lehetővé teszi az elszámolást) az önfenntartó magreakciókhoz ) és a reakciósebességek (hasadás, abszorpció, diffúzió).

A neutronvizsgálatok képezik az alapját az ellenőrzött hasadású atomreaktoroknak , például az EDF által használt nyomás alatti vízreaktoroknak (PWR) vagy az energia és üzemanyagok előállításához használt gyors neutronreaktoroknak (RNR) .

A neutronika a fizika olyan ága, amelynek sajátossága, hogy közvetítő szerepet játszik a mikroszkopikus jelenségek között az atomi léptékben ( ångström ) és a makroszkopikus jelenségek között az atomreaktor magjának ( mérő ) méretarányában . Alapvetően az elemi részecskék, amelyek neutronok, és az anyag atomjainak magjaival való kölcsönhatásának leírása . Fizikai alapon a neutronia tehát a magfizikából származik. Ugyanakkor a lakosság neutronok, hogy nagyon sok (nagyságrendileg 10 8 szabad neutronok per köbcentiméter egy PWR), meg kell kezelni a neutron / sejtmag kölcsönhatások globális módon asszimilálja azt egy folyadék , mint a mechanika. Folyadékok .

A neutron vizsgálatát ezután a neutronok Boltzmann-egyenletének kezelésére korlátozzák .

A neutronok által kiváltott nukleáris reakciók

A fő neutronanyag-reakciók a következők:

• a rugalmas sokk (ez nem szoros értelemben véve neutronreakció): Amikor ez a típusú sokk a neutron mozgatja kinetikus energiájának egy részét a célmagba. A felszabaduló energia annál is fontosabb, mivel a cél tömege gyenge. Ezen sokkok megsokszorozásával kinetikus energiája csökken, amíg el nem éri azt az egyensúlyi értéket, amely megfelel a közeg hőhatásának ( ). Ezért a termikus neutron jelenlegi neve alacsony energiájú neutronok esetében (E ≈ 0,025 eV T = 300 K esetén ). Annak érdekében, hogy elősegítse a 235 U hasadását a 238 U neutronfelvételén , egyes atomreaktorok könnyű atomokból álló közeget használnak a neutronok lelassítására . Ezt a közeget moderátornak nevezik . A szokásos moderátorok az enyhe víz (H 2 OE=k T{\ displaystyle E = k \ T}  ), Nehézvíz (D 2 O, D képviselő deutérium , egy "nehéz" izotópja hidrogénatom ), grafit (C) vagy (a kísérleti alkalmazások) berillium-oxid (BeO). Franciaországban az atomerőműveket ma már kizárólag nyomás alatt álló könnyűvízzel (PWR túlnyomásos vízreaktor) moderálják. A kanadaiak a nehéz vizet használják moderátorként ( CANDU reaktorok ). Az orosz RBMK típusú reaktorok ( Csernobil ) vagy akár a régi francia természetes uránreaktorok ( UNGG ) grafit moderátorral rendelkeznek. A víz (valójában a víz hidrogénje) elméletileg a leghatékonyabb moderátor, mivel ez a legkönnyebb, de jelentős abszorpciós keresztmetszettel rendelkezik .

• neutronabszorpció (vagy befogás): a célatom elnyeli a neutronot, így a kezdeti atomnál nehezebb izotópot képez. Az új atom instabil lehet és radioaktivitással ( α , β ) csökkenhet, és új atomot nyerhet. Ez a helyzet a plutónium szintézisével a nukleáris reaktorokban (neutronabszorpció 238 U-n). Azokat az izotópokat, amelyek neutronfelvétel révén (radioaktív bomlás után) hasadó magot eredményeznek, termékeny izotópoknak nevezzük . A legtöbb anyag hajlandó elnyelni egy neutront, ezt a hajlandóságot a befogási keresztmetszet méri.

• maghasadás: a célmag elnyeli a beeső neutront, majd 2 vagy 3 fragmentumra és néhány neutronra (általában 2-3) osztódik. Csak bizonyos izotópok képesek hasadásokat létrehozni, ezek a hasadó izotópok. Ezek például az urán és a plutónium páratlan izotópjai (az A tömeg páratlan száma). Ugyanezen atomok páros izotópjai éppen ellenkezőleg, neutronabszorpciót eredményeznek, ami új, hasadó elem létrehozásához vezet. A neutronfelvételhez hasonlóan a mag hasadási hajlandóságát hasadási keresztmetszetével mérjük. A 235 U atom hasadásával felszabaduló energia 200 MeV nagyságrendű .
• reakciók (n, p): a cél abszorbeál egy neutronot és protont bocsát ki.
• reakciók (n, α): a kibocsátott részecske egy α részecske (He mag). Ez a helyzet például a 6 Li-vel végzett reakcióval, amely lehetővé teszi a trícium előállítását, amely a jövőbeni fúziós reaktorok üzemanyaga .
• reakciók (n, 2n), (n, α + n) ...

Neutron egyenlege a nyomottvizes reaktor

Az egyetlen hasadó anyag feltételezhetően 235 U. A bemutatott számok nagyságrendek. 100 urán 235 hasadás átlagosan 242 neutront szabadít fel, ami a következő reakciókat idézi elő:

• 100 neutron 100 új hasadást okoz, ezáltal fenntartva a láncreakciót, és a hasadó anyag 100 magját felemésztve;
• 70 neutron termékeny befogáson megy keresztül a 238 U termékeny anyag 70 magja által , és átalakítja őket annyi hasadó 239 Pu maggá;
• 75 neutron steril befogáson megy keresztül, hasadó magokkal (30 neutron) vagy hűtőközeg-magokkal, magszerkezetekkel, vezérlőelemekkel vagy hasadási termékekkel;
• 5 neutron szivárog ki a magból (neutronpajzsok fogják el).

Neutron egyenlege a gyors neutron reaktor

Az egyetlen hasadó anyag van feltételezni, hogy a 239 Pu. 100 hasadás 239 Pu-ból átlagosan közel 300 neutron szabadul fel. Ezek a neutronok a következő reakciókon mennek keresztül:

• 100 neutron 100 új hasadást okoz, fenntartva a láncreakciót és 100 hasadó 239 Pu magot fogyasztva ;
• 100 neutronon megy át a reaktor szívében egy termékeny megfogás 100 mag 238 U maggal , amely annyi hasadó 239 Pu maggá alakul át ;
• 40 neutron steril befogáson megy keresztül, hasadó magok (20 neutron), vagy hűtőközeg-magok, szerkezetek, vezérlő elemek vagy hasadási termékek által;
• 60 neutron menekül ki a megfelelő magból, ahol lényegében (50 neutron) termékeny befogáson megy keresztül 50 mag 238 U maggal , átalakítva őket annyi 239 Pu maggá; a többi neutron (10) steril befogáson megy keresztül, akár a takarókban, akár a neutronpajzsokban.

Számítsuk ki mindkét esetben a TR regenerációs sebességet, azaz definíció szerint a termékeny befogással előállított hasadómagok számának és a hasadással és a steril befogással elpusztított hasadómagok számának arányát. REP esetén TR = 0,6-ot kapunk. A Superphénix esetében 0,8-ot kapunk, ha csak a szívet számláljuk, és 1,25-et a borítók számolásával. Ezért láthatjuk, hogy a reaktorok , mint például a Superphénix, tenyésztők, a burkolatok jelenlétének köszönhetően. Ezzel ellentétben a PWR takarókkal történő körülvétele értelmetlen, tekintettel a magból kiszivárgó neutronok alacsony számára.

Ahhoz, hogy egy tenyésztő , ezért azt látjuk, hogy elő kell mozdítani a transzmutáció a 238 U be 239 Pu a takaró hatása alatt a neutronfluxus . Az ilyen reakció valószínűségét annak keresztmetszete adja, amely a beeső neutron sebességétől függ. A hasadási reakció eredményeként létrejövő neutron átlagos energiája 2  MeV . Ennél a sebességnél a kívánt reakció keresztmetszete körülbelül 1 istálló . Azonban 5 és 5000  eV közötti energia esetén a keresztmetszet óriási lesz, több ezer és több tízezer istálló között. Ez egy rezonancia jelenség, mert ha továbbra is csökkentjük a neutron sebességét (a termikus neutron energiája 400  ° C-on 10 −2 és 10 −1  eV között van ), akkor a keresztmetszet visszaáll alacsony értékekre. Ezért termikus neutronok alkalmazásával, mint egy PWR esetében, nincs esély az urán transzmutációjának elősegítésére . Másrészt a nem lassított neutronok, azáltal, hogy energiát veszítenek a 238 U- val való rugalmatlan ütközések során , fokozatosan 2  MeV nagyságrendű sebességről haladnak a transzmutációnak kedvező sebességre. Ez a gyors neutronreaktorok (RNR), például a Superphénix pontja.

A gyors neutronok alkalmazásának van egy másik előnye is. Valójában a keV nagyságrendű sebesség esetén a neutronok steril befogásának korai reakciói a magszerkezet magjaival az istálló nagyságrendjébe esnek , míg a neutronok esetében több száz istálló. Az RNR kialakítása ezért kevésbé korlátozza az anyagválasztást, mint a PWR.

Azonban a fizikai jelenség, amely igazolja a termikus neutronok PWR-ben való alkalmazását, megtalálható az FR-ekben. A keV nagyságrendű sebességgel a neutron csak egy istálló nagyságrendű keresztmetszettel indukálja a 235 U vagy 239 Pu mag hasadását . Ezzel szemben a termikus neutron használata ugyanazt a keresztmetszetet több száz istállóra növeli . A gyors neutronok használatának ezért kompenzálnia kell az alacsony hasadási keresztmetszetet a hasadó plutónium nagy sűrűségével .

A termikus neutronreaktorokban az energia nagy részét az urán 235 szolgáltatja , amely közvetlenül hasadhat, de csak 0,7% -ban van jelen a természetes uránban. Az FNR szektor tehát azt ígérné, hogy végül körülbelül 100-szor több energiát nyer ugyanezen hasadóanyagok kezdeti tömegéből.

Neutron transzport elmélet

A neutronika alapvető egyenlete a Boltzmann-egyenlet . Ez az egyenlet összekapcsolja a neutronokkal kapcsolatos paramétereket (sűrűség, energia, helyzet, sebesség) és a közeggel kapcsolatos paramétereket (izotópok keresztmetszete). Ez egy olyan egyenlet, amely számba veszi a neutronok termelését és veszteségeit, ezt a neutronfluxus igazolja .

Ennek az egyenletnek köszönhetően bármikor megismerhető a közegben található összes neutron helyzete és energiája. A 10 10- nél nagyobb neutronokat tartalmazó klasszikus neutronok esetében azonban ennek az egyenletnek az analitikai megoldása lehetetlen.

Így számos módszert fejlesztettek ki ennek az egyenletnek a hozzávetőleges megoldására és így a reaktorban a neutronok viselkedésének lehető legpontosabb előrejelzésére, például:

• Az első módszer a Monte-Carlo módszer (statisztikai módszer). A fő kódok, amelyek ezt a módszert használják, az MCNP , a Tripoli-4 és a SERPENT.
• A második módszer diszkretizálja az egyenletet térben és energiában, ez egy determinisztikus módszer. Az ezt a módszert használó kódokat gyakran hálózati kódokra és törzskódokra bontják.
  • A hálózati kódot kifejezetten megoldja a Boltzmann-egyenlet a skála a nukleáris berendezés . Az elsősorban az EDF, a CEA és az Areva által használt hálózati kód az APOLLO-2.
  • Az alapkód egy hálózati kód eredményeit használja fel a Boltzmann-egyenlet megoldására egy teljes reaktor méretarányában. A CEA által használt kód CRONOS. Az EDF által használt alapkód a COCCINELLE.

Megjegyzések és hivatkozások

1. "  A Neutronika alapvető egyenletei  " (hozzáférés : 2016. augusztus 2. )
2. CEA , "  Otthon  " , a CEA / TRIPOLI-4 oldalon ,2013. október 19(hozzáférés : 2019. január 14. )
3. "  Számítási kódok a neutronhoz és a nagy teljesítményű számítástechnikához  " (hozzáférés : 2016. augusztus 2. )

<img src="https://fr.wikipedia.org/wiki/Special:CentralAutoLogin/start?type=1x1" alt="" title="" width="1" height="1" style="border: none; position: absolute;">