Neutronici

Il neutrone (o trasporto di neutroni) è lo studio del flusso dei neutroni nel materiale e induce le reazioni che sono, in particolare la generazione di energia mediante fissione di nuclei di atomi più pesanti.

Tra le altre cose, la neutronica consente di studiare i flussi di neutroni (numero di neutroni per unità di area e per unità di tempo: n / cm 2 / s), nonché la reattività del mezzo (un parametro che consente di tenere conto per reazioni nucleari autosufficienti ) e velocità di reazione (fissione, assorbimento, diffusione).

Gli studi sui neutroni sono la base per la progettazione di reattori nucleari a fissione controllata, come i reattori ad acqua pressurizzata (PWR) utilizzati da EDF o i reattori a neutroni veloci (RNR), utilizzati per produrre energia e combustibile .

La neutronica è una branca della fisica che ha la particolarità di essere un intermediario tra fenomeni microscopici, su scala atomica ( ångström ), e fenomeni macroscopici, su scala del nocciolo di un reattore nucleare ( metro ). Fondamentalmente, è la descrizione dell'interazione delle particelle elementari che sono neutroni con i nuclei degli atomi di materia. In base al principio fisico, i neutronici derivano quindi dalla fisica nucleare. Tuttavia, essendo la popolazione di neutroni molto numerosa (dell'ordine di 10 8 neutroni liberi per centimetro cubo in un PWR), dobbiamo trattare le interazioni neutroni / nucleo in modo globale assimilandole a un fluido come nella meccanica fluidi. .

Lo studio della neutronica viene quindi ridotto al trattamento dell'equazione di Boltzmann per i neutroni.

Reazioni nucleari indotte dai neutroni

Le principali reazioni neutrone-materia sono:

• lo shock elastico (questa non è in senso stretto una reazione neutronica): quando questo tipo di shock neutrone trasferisce parte della sua energia cinetica al nucleo bersaglio. L'energia rilasciata è tanto più importante quanto la massa del bersaglio è debole. Moltiplicando questi shock, la sua energia cinetica diminuirà fino a raggiungere un valore di equilibrio che corrisponde all'agitazione termica del mezzo ( ). Da qui il nome attuale di neutroni termici per neutroni a bassa energia (E ≈ 0,025 eV a T = 300 K ). Per favorire la fissione di 235 U sull'assorbimento neutronico di 238 U, alcuni reattori nucleari utilizzano un mezzo costituito da atomi leggeri per rallentare i neutroni . Questo mezzo è chiamato moderatore . I soliti moderatori sono acqua leggera (H 2 OE=K T{\ displaystyle E = k \ T}  ), acqua pesante (D 2 O, D che rappresenta il deuterio , un isotopo "pesante" dell'idrogeno ), grafite (C) o (applicazioni sperimentali) ossido di berillio (BeO). In Francia, le centrali nucleari sono ora moderate esclusivamente con acqua leggera pressurizzata (reattore ad acqua pressurizzata PWR). I canadesi usano l'acqua pesante come moderatore (reattori CANDU ). I reattori russi di tipo RBMK ( Chernobyl ) o anche i vecchi reattori francesi all'uranio naturale ( UNGG ) hanno un moderatore di grafite. L'acqua (appunto l'idrogeno dell'acqua) è teoricamente il moderatore più efficiente perché è la più leggera, ma ha il difetto di avere una sezione d' assorbimento significativa.

• assorbimento (o cattura) di neutroni: l'atomo bersaglio assorbe il neutrone, formando un isotopo più pesante dell'atomo iniziale. Il nuovo atomo può essere instabile e diminuire per radioattività ( α , β ) per dare un nuovo atomo. Questo è il caso della sintesi del plutonio nei reattori nucleari (assorbimento di neutroni su 238 U). Gli isotopi che per cattura dei neutroni danno origine (dopo il decadimento radioattivo) a un nucleo fissile sono chiamati isotopi fertili . La maggior parte della materia ha una propensione ad assorbire un neutrone, questa propensione è misurata dalla sezione d'urto di cattura.

• fissione nucleare: il nucleo bersaglio assorbe il neutrone incidente, quindi si divide in 2 o 3 frammenti più alcuni neutroni (generalmente da 2 a 3). Solo alcuni isotopi hanno la capacità di generare fissioni, questi sono gli isotopi fissili. Questi sono ad esempio gli isotopi dispari (numero dispari di massa A) di uranio e plutonio. Gli isotopi pari di questi stessi atomi daranno invece luogo ad un assorbimento di neutroni che porterà alla creazione di un nuovo elemento fissile. Come con la cattura dei neutroni, la propensione di un nucleo alla fissione viene misurata dalla sua sezione trasversale di fissione. L'energia rilasciata dalla fissione di un atomo di 235 U è dell'ordine di 200 MeV .
• reazioni (n, p): il bersaglio assorbe un neutrone ed emette un protone.
• reazioni (n, α): la particella emessa è una particella α (nucleo di He). È il caso, ad esempio, della reazione su 6 Li che permette di generare trizio, combustibile per futuri reattori a fusione nucleare .
• reazioni (n, 2n), (n, α + n) ...

Bilancio neutronico di un reattore ad acqua pressurizzata

Si presume che l'unico materiale fissile sia 235 U. I numeri mostrati sono ordini di grandezza. 100 fissioni di uranio 235 rilasciano in media 242 neutroni, che danno luogo alle seguenti reazioni:

• 100 neutroni provocano 100 nuove fissioni, mantenendo così la reazione a catena e consumando 100 nuclei del materiale fissile;
• 70 neutroni subiscono catture fertili da parte di 70 nuclei del materiale fertile 238 U, trasformandoli in altrettanti nuclei fissili di 239 Pu;
• 75 neutroni subiscono catture sterili, sia da nuclei fissili (30 neutroni) che da nuclei refrigeranti, strutture centrali, elementi di controllo o prodotti di fissione;
• 5 neutroni fuoriescono dal nucleo (per essere catturati dagli scudi neutroni).

Bilancio neutronico di un reattore neutronico veloce

L'unico fissile materiale è considerato uguale a 239 Pu. 100 fissioni di 239 Pu rilasciano in media quasi 300 neutroni. Questi neutroni subiranno le seguenti reazioni:

• 100 neutroni provocano 100 nuove fissioni, sostenendo la reazione a catena e consumando 100 nuclei fissili di 239 Pu;
• 100 neutroni subiscono, nel cuore stesso del reattore, una fertile cattura da parte di 100 nuclei di 238 U, trasformandoli in altrettanti nuclei fissili di 239 Pu;
• 40 neutroni vengono catturati sterilmente, sia da nuclei fissili (20 neutroni), sia da nuclei refrigeranti, strutture, elementi di controllo o prodotti di fissione;
• 60 neutroni fuggono dal nucleo vero e proprio, dove subiscono essenzialmente (50 neutroni) una fertile cattura da parte di 50 nuclei di 238 U, trasformandoli in altrettanti nuclei di 239 Pu; gli altri neutroni (10) subiscono una cattura sterile, sia nelle coperte che negli scudi neutronici.

Calcoliamo in entrambi i casi il tasso di rigenerazione TR, cioè per definizione il rapporto tra il numero di nuclei fissili prodotti dalla cattura fertile e il numero di nuclei fissili distrutti dalla fissione e dalla cattura sterile. Per un REP, otteniamo TR = 0,6. Per Superphénix, otteniamo 0,8 contando solo il cuore e 1,25 contando le copertine. Possiamo quindi vedere che un reattore come Superphénix è un allevatore grazie alla presenza di coperture. Al contrario, circondare un PWR con coperte sarebbe inutile, dato il basso numero di neutroni che fuoriescono dal nucleo.

Per ottenere un allevatore , vediamo quindi che è necessario promuovere la trasmutazione di 238 U in 239 Pu nelle coperte, sotto l'effetto del flusso di neutroni . La probabilità di una tale reazione è data dalla sua sezione d'urto, che dipende dalla velocità del neutrone incidente. Un neutrone risultante da una reazione di fissione ha un'energia media di 2  MeV . A questa velocità, la sezione trasversale della reazione desiderata è di circa 1 granaio . Tuttavia, per un'energia compresa tra 5 e 5.000  eV , la sezione trasversale diventa enorme, da diverse migliaia a diverse decine di migliaia di fienili. Questo è un fenomeno di risonanza, perché se continuiamo a diminuire la velocità del neutrone (l'energia di un neutrone termico a 400  ° C è compresa tra 10 −2 e 10 −1  eV ), la sezione d'urto ritorna a valori bassi. Pertanto, utilizzando neutroni termici, come in un PWR, non vi è alcuna possibilità di promuovere la trasmutazione dell'uranio . D'altra parte, i neutroni non rallentati, perdendo energia in collisioni anelastiche con 238 U, passano gradualmente da una velocità dell'ordine di 2  MeV ad una velocità favorevole alla trasmutazione. Questo è il punto centrale dei reattori a neutroni veloci (RNR) come Superphénix.

L'uso di neutroni veloci ha anche un altro vantaggio. Infatti, per velocità dell'ordine di keV , le reazioni intempestive di cattura sterile di neutroni da parte dei nuclei della struttura del nucleo sono dell'ordine di barn , mentre sono parecchie centinaia di barns per neutroni termiche. Il design di un RNR è quindi meno restrittivo in termini di scelta dei materiali rispetto a quello di un PWR.

Tuttavia, il fenomeno fisico che giustifica l'uso dei neutroni termici nei PWR si trova negli FR. Ad una velocità dell'ordine di keV, un neutrone induce la fissione di un nucleo 235 U o 239 Pu solo con una sezione trasversale dell'ordine di barn. Al contrario, l'uso di un neutrone termico aumenta la stessa sezione d'urto a diverse centinaia di granai . L'uso di neutroni veloci deve quindi compensare una bassa sezione d'urto di fissione con un'alta densità di plutonio fissile .

Nei reattori termici a neutroni, la maggior parte dell'energia è fornita dall'uranio 235 , che è direttamente fissile ma presente solo allo 0,7% nell'uranio naturale. Il settore FNR prometterebbe quindi di ottenere alla fine circa 100 volte più energia dalla stessa massa iniziale di materiale fissile.

Teoria del trasporto dei neutroni

L'equazione fondamentale della neutronica è l' equazione di Boltzmann . Questa equazione collega i parametri relativi ai neutroni (densità, energia, posizione, velocità) e i parametri relativi al mezzo (sezioni d'urto degli isotopi). È un'equazione che fa il punto della produzione e delle perdite di neutroni, è verificata dal flusso di neutroni .

Grazie a questa equazione è possibile conoscere in ogni momento la posizione e l'energia di tutti i neutroni in un mezzo. Tuttavia, nel caso della neutronica classica che coinvolge un numero di neutroni maggiore di 10 10 , la soluzione analitica di questa equazione è impossibile.

Pertanto, sono stati sviluppati diversi metodi per risolvere questa equazione in modo approssimativo e quindi prevedere nel modo più accurato possibile il comportamento dei neutroni in un reattore, ad esempio:

• Il primo metodo è il metodo Monte-Carlo (metodo statistico). I codici principali che utilizzano questo metodo sono MCNP , Tripoli-4 e SERPENT.
• Il secondo metodo discretizza l'equazione spazialmente ed energeticamente, è un metodo deterministico. I codici che utilizzano questo metodo sono spesso separati in codici di rete e codici di base.
  • Il codice di rete risolve specificamente l'equazione di Boltzmann alla scala di un assieme nucleare . Il codice di rete utilizzato principalmente da EDF, CEA e Areva è APOLLO-2.
  • Il codice principale utilizza i risultati di un codice di rete per risolvere l'equazione di Boltzmann alla scala di un intero reattore. Il codice utilizzato dal CEA è CRONOS. Il codice principale utilizzato da EDF è COCCINELLE.

Note e riferimenti

1. "  Equazioni fondamentali della neutronica  " (consultato il 2 agosto 2016 )
2. CEA , "  Home  " , su CEA / TRIPOLI-4 ,19 ottobre 2013(visitato il 14 gennaio 2019 )
3. "  Calcolo codici per neutronica e calcolo ad alte prestazioni  " (accessibile 2 ago 2016 )