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Séance de cours

Théorie des multigroupes

Dans cours

PHYS-443: Physics of nuclear reactors

In this course, one acquires an understanding of the basic neutronics interactions occurring in a nuclear fission reactor as well as the conditions for establishing and controlling a nuclear chain reaction. ...

Description

Cette séance de cours couvre la théorie des multigroupes, en se concentrant sur la méthode à deux groupes, les structures de groupe, les constantes multigroupes, les équations principales et les conditions aux limites. Il se penche sur le traitement des résonances, la probabilité de fuite de résonance et les implications de la réponse au flux dans la résonance.

Enseignant·e·s (3)

Mathieu Hursin

Carlo Fiorina

Andreas Pautz

Source officielle

Proximité ontologique

Génie énergétique

Énergie nucléaire: Énergie nucléaire

Concepts associés (32)

Neutron cross section

In nuclear physics, the concept of a neutron cross section is used to express the likelihood of interaction between an incident neutron and a target nucleus. The neutron cross section σ can be defined as the area in cm2 for which the number of neutron-nuclei reactions taking place is equal to the product of the number of incident neutrons that would pass through the area and the number of target nuclei. In conjunction with the neutron flux, it enables the calculation of the reaction rate, for example to derive the thermal power of a nuclear power plant.

Poison à neutrons

Un poison neutronique (également appelé « absorbeur de neutrons » ou « poison nucléaire ») est une substance ayant une grande section d'absorption de neutrons, et qui a de ce fait un impact significatif dans le bilan neutronique d'un réacteur nucléaire. Dans les réacteurs nucléaires, l'absorption des neutrons a notamment un effet d'empoisonnement du réacteur. Cet empoisonnement est principalement dû à la capture de neutrons par des produits de fission de demi-vie courte dont le principal est le xénon 135 ou par des produits de fission de demi-vie plus longue ou stable comme le samarium 149 et le gadolinium 157.

Température neutronique

vignette|400px|Graphique des fonctions de densité de probabilité de vitesse de la vitesse de quelques gaz nobles à une température de (). Des distributions de vitesse similaires sont obtenues pour des neutrons modérés. La température neutronique, aussi appelée par métonymie « énergie des neutrons », est l'énergie cinétique moyenne d'un neutron libre dans sa population, énergie qui est habituellement donnée en électron-volts (abréviation eV et ses multiples, keV, MeV), la température étant en kelvins (K) ou en degrés Celsius (°C).

Modérateur (nucléaire)

Placé au cœur d'un réacteur nucléaire, le modérateur est la substance qui ralentit les neutrons sans les absorber, permettant ainsi une réaction nucléaire en chaîne efficace. L'élément retenu pour concevoir le modérateur d'un réacteur nucléaire est le plus souvent soit : de l'hydrogène : réacteur à eau légère ; du deutérium : réacteur à eau lourde ; ou du carbone : réacteur au graphite. Le principe de ralentissement des neutrons est théorisé par le concept de thermalisation des neutrons et est utilisé dans les réacteurs à neutrons thermiques.

Capture neutronique

En physique nucléaire, la capture neutronique est le processus par lequel un noyau capture un neutron sans se désintégrer (et émet un rayonnement gamma pour évacuer l'énergie en excès). Ils fusionnent pour former un noyau plus lourd. Comme les neutrons n'ont pas de charge électrique, ils peuvent entrer dans un noyau plus facilement que les particules chargées positivement, qui sont repoussées électrostatiquement. La capture de neutrons joue un rôle important dans la nucléosynthèse cosmique des éléments lourds.

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Séances de cours associées (56)

Théorie des multigroupes: méthode à deux groupes et structures de groupe

Explique la méthode à deux groupes, les structures de groupe et les constantes multi-groupes.

Modération neutronique avec absorption

Couvre la modération neutronique avec l'absorption, y compris le traitement des résonances, l'effet de la température et les spectres neutroniques.

Théorie du transport neutronique: principes fondamentaux et applications

Explore la théorie du transport neutronique, le flux neutronique scalaire et la loi de Fick en physique des réacteurs.

Interactions des neutrons avec la matière

Explore l'interaction des neutrons avec la matière, couvrant les sections transversales, les taux de réaction, la diffusion, l'absorption, la dépendance énergétique et l'effet Doppler.

Diffusion des neutrons - Partie II

Couvre l'examen de l'équation de diffusion et de ses solutions analytiques pour les cas simples, ainsi que la signification physique de la zone de diffusion.

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