Neutronika

Neutronů (nebo neutronový doprava) je studium toku neutronů v materiálu a vyvolávají reakce, které jsou, zejména na výrobu energie, které štěpením z jader atomů těžší.

Neutronika mimo jiné umožňuje studovat neutronové toky (počet neutronů na jednotku plochy a na jednotku času: n / cm 2 / s) a také reaktivitu média (parametr, který umožňuje zohlednit pro soběstačné jaderné reakce ) a reakční rychlosti (štěpení, absorpce, difúze).

Neutronové studie jsou základem pro konstrukci jaderných reaktorů s řízeným štěpením, jako jsou tlakovodní reaktory (PWR) používané EDF nebo rychlé neutronové reaktory (RNR) používané k výrobě energie a paliva dodávaného v elektrické formě.

Neutronika je odvětví fyziky, které se vyznačuje tím, že je prostředníkem mezi mikroskopickými jevy v atomovém měřítku ( ångström ) a makroskopickými jevy v měřítku jádra jaderného reaktoru ( metr ). V podstatě se jedná o popis interakce elementárních částic, které jsou neutrony, s jádry atomů hmoty. Na fyzikálním principu tedy neutronika pochází z jaderné fyziky. Nicméně, populace neutronů jsou velmi početné (řádově 10 8 volných neutronů na krychlový centimetr v PWR), máme k léčbě neutron / nucleus interakce v globálním způsobem postaveny na roveň tekutiny jako v mechanice. Tekutin .

Studium neutroniky se poté redukuje na zpracování Boltzmannovy rovnice pro neutrony.

Jaderné reakce vyvolané neutrony

Hlavní reakce neutronové hmoty jsou:

• elastický šok (toto není přísně vzato neutronů reakce): Je-li tento typ rázové neutronu přenáší část své kinetické energie na cílovou jádra. Uvolněná energie je o to důležitější, že hmotnost cíle je slabá. Vynásobením těchto šoků se jeho kinetická energie sníží, dokud nedosáhne rovnovážné hodnoty, která odpovídá tepelnému míchání média ( ). Proto je současný název tepelného neutronu pro nízkoenergetické neutrony (E ≈ 0,025 eV při T = 300 K ). Aby se podpořilo štěpení 235 U na absorpci neutronů 238 U, používají některé jaderné reaktory ke zpomalení neutronů médium složené z lehkých atomů . Toto médium se nazývá moderátor . Obvyklými moderátory jsou lehká voda (H 2 OE=k T{\ displaystyle E = k \ T}  ), Těžká voda (D 2 O, D představuje deuterium , "heavy" izotop vodíku ), grafitu (C) nebo (experimentální aplikace) oxid berylia (BeO). Ve Francii jsou nyní jaderné elektrárny moderovány výhradně tlakovou lehkou vodou (tlakovodní reaktor PWR). Kanaďané používají těžkou vodu jako moderátor (reaktory CANDU ). Ruské reaktory typu RBMK ( Černobyl ) nebo dokonce staré francouzské reaktory na přírodní uran ( UNGG ) mají moderátora grafitu. Voda (ve skutečnosti vodík vody) je teoreticky nejúčinnějším moderátorem, protože je nejlehčí, ale má tu vadu, že má významný absorpční průřez .

• absorpce neutronů (nebo zachycení): cílový atom absorbuje neutron a tvoří izotop těžší než počáteční atom. Nový atom může být nestabilní a snižovat se radioaktivitou ( α , β ) za vzniku nového atomu. To je případ syntézy plutonia v jaderných reaktorech (absorpce neutronů na 238 U). Izotopy, které zachycením neutronů způsobují (po radioaktivním rozpadu) štěpné jádro, se nazývají plodné izotopy . Většina hmoty má sklon absorbovat neutron, tato tendence se měří průřezem zachycení.

• jaderné štěpení: cílové jádro absorbuje dopadající neutron, poté se rozdělí na 2 nebo 3 fragmenty plus několik neutronů (obvykle 2 až 3). Pouze určité izotopy mají schopnost generovat štěpení, jedná se o štěpné izotopy. Jedná se například o liché izotopy (lichý počet hmotnosti A) uranu a plutonia. Rovnoměrné izotopy těchto stejných atomů naopak povedou k absorpci neutronů, což povede k vytvoření nového prvku, který je štěpný. Stejně jako u zachycení neutronů, sklon jádra k štěpení se měří podle jeho štěpného průřezu. Energie uvolněná štěpením atomu 235 U je řádově 200 MeV .
• reakce (n, p): cíl absorbuje neutron a emituje proton.
• reakce (n, α): emitovaná částice je částice α (jádro He). To je například případ reakce na 6 Li, která umožňuje generovat tritium, palivo pro budoucí reaktory pro jadernou fúzi .
• reakce (n, 2n), (n, α + n) ...

Neutronová bilance tlakovodního reaktoru

Jediným štěpným materiálem je 235 U. Zobrazená čísla jsou řádově. 100 štěpení uranu 235 uvolňuje průměrně 242 neutronů, což vede k následujícím reakcím:

• 100 neutronů způsobuje 100 nových štěpení, čímž udržuje řetězovou reakci a spotřebuje 100 jader štěpného materiálu;
• 70 neutronů prochází úrodným zachycením o 70 jader úrodného materiálu 238 U a transformuje je na tolik štěpných jader 239 Pu;
• 75 neutronů podstoupí sterilní záchyty, buď štěpnými jádry (30 neutronů), nebo jádry chladiva, strukturami jádra, kontrolními prvky nebo štěpnými produkty;
• 5 neutronů uniká z jádra (bude zachyceno neutronovými štíty).

Neutronová rovnováha rychlého neutronového reaktoru

Jediným štěpným materiálem je 239 Pu. 100 štěpení 239 Pu uvolňuje v průměru téměř 300 neutronů. Tyto neutrony podstoupí následující reakce:

• 100 neutronů způsobí 100 nových štěpení, udržuje řetězovou reakci a spotřebuje 100 štěpných jader 239 Pu;
• 100 neutronů podstoupí v samém srdci reaktoru úrodné zachycení 100 jádry 238 U a transformuje je na tolik štěpných jader 239 Pu;
• 40 neutronů prochází sterilním zachycením, buď štěpnými jádry (20 neutronů), nebo jádry chladiva, strukturami, kontrolními prvky nebo štěpnými produkty;
• 60 neutronů uniká z vlastního jádra, kde v zásadě prochází (50 neutronů) úrodným zachycením o 50 jader 238 U a transformuje je na tolik jader 239 Pu; ostatní neutrony (10) procházejí sterilním zachycením, buď v přikrývkách nebo v neutronových štítech.

Počítáme v obou případech rychlost regenerace TR, tj. Podle definice poměr počtu štěpných jader produkovaných úrodným zachycením k počtu štěpných jader zničených štěpením a sterilním zachycením. Pro REP dostaneme TR = 0,6. U Superphénixu získáme 0,8 započítáním pouze srdce a 1,25 započítáním obalů. Můžeme tedy vidět, že reaktor jako Superphénix je šlechtitelem díky přítomnosti krytů. Naopak obklopovat PWR přikrývkami by bylo zbytečné vzhledem k nízkému počtu neutronů, které unikají z jádra.

Pro získání chovatele , proto vidět, že je nutné podpořit proměnu z 238 U do 239 Pu v přikrývky, pod vlivem toku neutronů . Pravděpodobnost takové reakce je dána jejím průřezem, který závisí na rychlosti dopadajícího neutronu. Neutron vzniklý štěpnou reakcí má průměrnou energii 2  MeV . Při této rychlosti je průřez požadované reakce asi 1 barn . Avšak pro energii mezi 5 a 5 000  eV se průřez stává obrovským, od několika tisíc do několika desítek tisíc stodol. Toto je rezonanční jev, protože pokud budeme pokračovat ve snižování rychlosti neutronu (energie tepelného neutronu při 400  ° C je mezi 10 −2 a 10 −1  eV ), průřez se vrátí k nízkým hodnotám. Proto při použití tepelných neutronů, jako v PWR, není šance na podporu transmutace uranu . Na druhé straně, neutrpěné neutrony, které ztrácejí energii při nepružných srážkách s 238 U, postupně přecházejí z rychlosti řádově 2  MeV na rychlost příznivou pro transmutaci. To je celý bod rychlých neutronových reaktorů (RNR), jako je Superphénix.

Použití rychlých neutronů má také další výhodu. Vskutku, pro rychlosti řádově keV jsou předčasné reakce sterilního zachycení neutronů jádry struktury jádra řádově stodoly , zatímco pro neutrony je to několik stovek stodol. Konstrukce RNR je proto méně omezující, pokud jde o výběr materiálů, než konstrukce PWR.

Fyzikální jev, který ospravedlňuje použití tepelných neutronů v PWR, se však nachází ve FR. Při rychlosti řádově keV neutron indukuje štěpení jádra 235 U nebo 239 Pu pouze s průřezem řádově stodoly. Naopak použití tepelného neutronu zvyšuje stejný průřez na několik stovek stodol . Použití rychlých neutronů proto musí kompenzovat malý štěpný průřez vysokou hustotou štěpného plutonia .

V termálních neutronových reaktorech je většina energie dodávána uranem 235 , který je přímo štěpitelný, ale v přírodním uranu je přítomen pouze 0,7%. Sektor FNR by tedy slíbil, že nakonec získá přibližně stokrát více energie ze stejné počáteční hmotnosti štěpného materiálu.

Teorie neutronového přenosu

Základní rovnicí neutroniky je Boltzmannova rovnice . Tato rovnice spojuje parametry související s neutrony (hustota, energie, poloha, rychlost) a parametry související s médiem (průřezy izotopů). Jedná se o rovnici, která hodnotí produkci a ztráty neutronů, ověřuje se tokem neutronů .

Díky této rovnici je možné kdykoli znát polohu a energii všech neutronů v médiu. V případě klasické neutroniky zahrnující počet neutronů větších než 10 10 je však analytické řešení této rovnice nemožné.

Bylo tedy vyvinuto několik metod, jak tuto rovnici vyřešit přibližným způsobem a předpovědět tak přesně, jak je to možné, chování neutronů v reaktoru, například:

• První metodou je metoda Monte-Carlo (statistická metoda). Hlavní kódy využívající tuto metodu jsou MCNP , Tripoli-4 a SERPENT.
• Druhá metoda diskretizuje rovnici prostorově a energeticky, jedná se o deterministickou metodu. Kódy využívající tuto metodu se často dělí na síťové kódy a základní kódy.
  • Síťový kód konkrétně řeší Boltzmannovu rovnici v měřítku jaderného shromáždění . Síťový kód používaný hlavně společnostmi EDF, CEA a Areva je APOLLO-2.
  • Jádrový kód využívá výsledky síťového kódu k řešení Boltzmannovy rovnice v měřítku celého reaktoru. Kód používaný CEA je CRONOS. Základní kód používaný EDF je COCCINELLE.

Poznámky a odkazy

1. „  Základní rovnice neutronů  “ (zpřístupněno 2. srpna 2016 )
2. CEA , „  Home  “ , na CEA / TRIPOLI-4 ,19. října 2013(zpřístupněno 14. ledna 2019 )
3. „  Výpočetní kódy pro neutroniku a vysoce výkonné výpočty  “ (přístup 2. srpna 2016 )