{"id":42929,"date":"2019-10-07T13:30:51","date_gmt":"2019-10-07T12:30:51","guid":{"rendered":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/quest-ce-que-la-production-de-chaleur-dans-les-elements-combustibles-definition\/"},"modified":"2020-03-03T17:33:37","modified_gmt":"2020-03-03T16:33:37","slug":"quest-ce-que-la-production-de-chaleur-dans-les-elements-combustibles-definition","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/fr\/quest-ce-que-la-production-de-chaleur-dans-les-elements-combustibles-definition\/","title":{"rendered":"Qu’est-ce que la production de chaleur dans les \u00e9l\u00e9ments combustibles – D\u00e9finition"},"content":{"rendered":"
\n
Production de chaleur dans les \u00e9l\u00e9ments combustibles.\u00a0Dans les \u00e9l\u00e9ments combustibles, la chaleur est produite par divers m\u00e9canismes.\u00a0Cet article d\u00e9crit la production de chaleur dans des \u00e9l\u00e9ments combustibles typiques.\u00a0G\u00e9nie thermique<\/div>\n<\/div>\n
<\/div>\n
\n
\n
<\/div>\n

Production de chaleur dans les \u00e9l\u00e9ments combustibles<\/h2>\n

Dans\u00a0les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/a>\u00a0, il existe une\u00a0proportionnalit\u00e9 directe<\/strong>\u00a0entre le\u00a0flux de neutrons<\/strong><\/a>et la\u00a0puissance thermique<\/strong>\u00a0du\u00a0r\u00e9acteur<\/strong>\u00a0.\u00a0Cette proportion est d\u00e9termin\u00e9e par le\u00a0taux de r\u00e9action de fission<\/strong>\u00a0par unit\u00e9 de volume (\u00a0RR = \u0424. \u03a3<\/strong>\u00a0).\u00a0La vitesse de r\u00e9action de fission dans un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire est contr\u00f4l\u00e9e par plusieurs facteurs.\u00a0Par souci de simplicit\u00e9, supposons que la\u00a0mati\u00e8re fissile<\/a>\u00a0soit uniform\u00e9ment r\u00e9partie dans le r\u00e9acteur.\u00a0Dans ce cas, les\u00a0sections transversales macroscopiques<\/a>\u00a0sont ind\u00e9pendantes de la position.\u00a0Multiplier le\u00a0taux de r\u00e9action de fission<\/strong>\u00a0par unit\u00e9 de volume (\u00a0RR = \u0424. \u03a3<\/strong>\u00a0) par le\u00a0volume total<\/strong>du c\u0153ur (V) nous donne le\u00a0nombre total de r\u00e9actions<\/strong>\u00a0survenant dans le\u00a0c\u0153ur<\/a>\u00a0du\u00a0r\u00e9acteur<\/a>\u00a0par unit\u00e9 de temps.\u00a0Mais nous savons \u00e9galement que la quantit\u00e9 d’\u00a0\u00e9nergie lib\u00e9r\u00e9e par r\u00e9action de fission<\/a>\u00a0est d’environ\u00a0200 MeV \/ fission<\/strong>\u00a0.\u00a0Maintenant, il est possible de d\u00e9terminer le\u00a0taux de lib\u00e9ration d’\u00e9nergie\u00a0<\/strong>\u00a0(puissance) due \u00e0 la r\u00e9action de fission.\u00a0Il est donn\u00e9 par l’\u00e9quation suivante:<\/p>\n

P = RR.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V = \u0424.\u00a0\u03a3\u00a0<\/strong>f<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V = \u0424.\u00a0N\u00a0<\/strong>U235<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0\u03c3\u00a0<\/strong>f\u00a0<\/sub><\/strong>235<\/sup><\/strong>\u00a0.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V<\/strong><\/p>\n

o\u00f9:<\/p>\n

P – puissance du r\u00e9acteur (MeV.s\u00a0<\/strong>-1<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

– flux neutronique (neutrons.cm\u00a0<\/strong>-2<\/sup><\/strong>\u00a0.s\u00a0<\/strong>-1<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

\u03c3 – coupe microscopique (cm\u00a0<\/strong>2<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

N – densit\u00e9 du nombre atomique (atomes.cm\u00a0<\/strong>-3<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

Er – l’\u00e9nergie r\u00e9cup\u00e9rable moyenne par fission (MeV \/ fission)<\/strong><\/p>\n

V – volume total du noyau (m\u00a0<\/strong>3<\/sup><\/strong> )<\/strong><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

 <\/p>\n

\n
\n

En g\u00e9n\u00e9ral, la\u00a0fission nucl\u00e9aire<\/strong><\/a>\u00a0entra\u00eene la lib\u00e9ration d’\u00a0\u00e9normes quantit\u00e9s d’\u00a0\u00e9nergie<\/a><\/strong>\u00a0.\u00a0La quantit\u00e9 d’\u00e9nergie\u00a0d\u00e9pend fortement<\/strong>\u00a0du noyau \u00e0 fissionner et d\u00e9pend \u00e9galement fortement de l’\u00a0\u00e9nergie cin\u00e9tique d’un neutron incident<\/a>\u00a0.\u00a0Pour calculer la puissance d’un r\u00e9acteur, il est n\u00e9cessaire de pouvoir identifier avec pr\u00e9cision les\u00a0composants individuels de cette \u00e9nergie<\/strong>\u00a0.\u00a0Dans un premier temps, il est important de faire la distinction entre\u00a0l’\u00e9nergie totale lib\u00e9r\u00e9e<\/strong>\u00a0et\u00a0l’\u00e9nergie qui peut \u00eatre r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e dans un\u00a0<\/strong>r\u00e9acteur<\/strong><\/a>\u00a0.<\/p>\n

\"Lib\u00e9ration<\/a>L’\u00e9nergie totale lib\u00e9r\u00e9e<\/strong>\u00a0dans la fission peut \u00eatre calcul\u00e9e \u00e0 partir des \u00e9nergies de liaison du noyau cible initial \u00e0 fissionner et des \u00e9nergies de liaison des\u00a0produits<\/a>\u00a0de\u00a0fission<\/a>\u00a0.\u00a0Mais toute l’\u00e9nergie totale ne peut pas \u00eatre r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e dans un r\u00e9acteur.\u00a0Par exemple,\u00a0environ 10 MeV<\/strong>\u00a0sont lib\u00e9r\u00e9s sous forme de\u00a0neutrinos<\/a>\u00a0(en fait des\u00a0antineutrinos<\/a>\u00a0).\u00a0\u00c9tant donn\u00e9 que les neutrinos interagissent faiblement (avec une section efficace extr\u00eamement faible de toute interaction), ils ne contribuent pas \u00e0 l’\u00e9nergie qui peut \u00eatre r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e dans un r\u00e9acteur.<\/p>\n

Comme le montre le tableau,\u00a0l’\u00e9nergie totale lib\u00e9r\u00e9e<\/strong>\u00a0dans un r\u00e9acteur est d’\u00a0environ 210 MeV<\/strong>\u00a0par\u00a0fission de\u00a0<\/a>235<\/sup>\u00a0U<\/a>\u00a0, r\u00e9partie comme indiqu\u00e9 dans le tableau.\u00a0Dans un r\u00e9acteur,\u00a0l’\u00e9nergie r\u00e9cup\u00e9rable moyenne<\/strong>\u00a0par fission est d’\u00a0environ 200 MeV<\/strong>\u00a0, soit l’\u00e9nergie totale moins l’\u00e9nergie de l’\u00e9nergie des\u00a0antineutrinos<\/a>\u00a0qui sont rayonn\u00e9s.\u00a0Cela signifie que d’\u00a0environ 3,1\u00a0<\/strong>\u22c5\u00a0<\/strong>10\u00a0<\/strong>10<\/sup><\/strong>\u00a0fissions par seconde<\/strong>\u00a0sont n\u00e9cessaires pour produire une puissance de\u00a01 W<\/strong>\u00a0.\u00a0\u00c9tant donn\u00e9\u00a0qu’un\u00a0gramme<\/strong>\u00a0de toute\u00a0mati\u00e8re fissile<\/a>\u00a0contient environ\u00a02,5 x 10\u00a0<\/strong>21<\/sup><\/strong>\u00a0noyaux<\/strong>, la fission de 1 gramme de mati\u00e8re fissile produit\u00a0environ 1 m\u00e9gawatt-jour (MWd)<\/strong>\u00a0d’\u00e9nergie thermique.<\/p>\n

\"\u00c9nergie<\/a>
Sources d’\u00e9nergie thermique dans le fonctionnement \u00e9lectrique d’un r\u00e9acteur \u00e0 eau sous pression<\/figcaption><\/figure>\n

Comme le montre la description des composants individuels de l’\u00e9nergie totale d\u00e9gag\u00e9e lors de la r\u00e9action de fission,\u00a0une quantit\u00e9 importante d’\u00e9nergie est g\u00e9n\u00e9r\u00e9e \u00e0 l’ext\u00e9rieur du\u00a0<\/strong>combustible nucl\u00e9aire<\/strong><\/a>\u00a0(\u00e0 l’ext\u00e9rieur des crayons combustibles).\u00a0En particulier, l’\u00e9nergie cin\u00e9tique des\u00a0neutrons rapides<\/a>\u00a0est largement g\u00e9n\u00e9r\u00e9e\u00a0dans le liquide de refroidissement (\u00a0<\/strong>mod\u00e9rateur<\/strong><\/a>\u00a0)<\/strong>\u00a0.\u00a0Ce ph\u00e9nom\u00e8ne doit \u00eatre inclus dans les calculs nucl\u00e9aires.<\/p>\n

\"R\u00e9flecteur<\/a>
R\u00e9flecteur de neutrons \u00e0 l’int\u00e9rieur d’un c\u0153ur de r\u00e9acteur de LWR.\u00a0Ce n’est qu’un exemple illustratif.<\/figcaption><\/figure>\n

Pour le\u00a0LWR<\/a>\u00a0, il est g\u00e9n\u00e9ralement admis\u00a0qu’environ 2,5%<\/strong>\u00a0de l’\u00e9nergie totale est r\u00e9cup\u00e9r\u00e9e\u00a0dans le mod\u00e9rateur<\/strong>\u00a0.\u00a0Cette fraction d’\u00e9nergie d\u00e9pend des mat\u00e9riaux, de leur disposition \u00e0 l’int\u00e9rieur du r\u00e9acteur et donc du type de r\u00e9acteur.<\/p>\n

Il doit \u00e9galement \u00eatre ajout\u00e9, les autres composants internes du r\u00e9acteur doivent \u00e9galement \u00eatre suffisamment refroidis afin d’\u00e9viter la surchauffe de leurs mat\u00e9riaux de construction.\u00a0L’un des composants les plus expos\u00e9s est le\u00a0r\u00e9flecteur \u00e0 neutrons<\/a>\u00a0, en particulier le r\u00e9flecteur lourd.\u00a0Tout en agissant comme un bouclier neutronique, le r\u00e9flecteur lourd est chauff\u00e9 en raison de l’absorption du\u00a0\u00a0rayonnement gamma<\/a>\u00a0.\u00a0Afin d’\u00e9viter une surchauffe, la chaleur dans le r\u00e9flecteur est \u00e9vacu\u00e9e par l’eau circulant dans les canaux de refroidissement perc\u00e9s \u00e0 travers le r\u00e9flecteur.<\/p>\n

Voir aussi:\u00a0Lib\u00e9ration d’\u00e9nergie par fission<\/a><\/p>\n

Voir aussi:\u00a0Chaleur r\u00e9siduelle<\/a><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

\n
<\/div>\n<\/div>\n
\n
\n
<\/div>\n

Profil de temp\u00e9rature – Combustible nucl\u00e9aire<\/h2>\n

\"Combustible<\/a>La plupart des REP utilisent le\u00a0combustible d’uranium<\/strong>\u00a0, qui est sous forme de\u00a0dioxyde d’uranium<\/strong>\u00a0.\u00a0Le dioxyde d’uranium est un solide semi-conducteur noir \u00e0 tr\u00e8s faible conductivit\u00e9 thermique.\u00a0En revanche, le dioxyde d’uranium a un point de fusion tr\u00e8s \u00e9lev\u00e9 et a un comportement bien connu.\u00a0L’UO\u00a02<\/sub>\u00a0est press\u00e9 en\u00a0pastilles cylindriques<\/strong>\u00a0, ces pastilles sont ensuite fritt\u00e9es dans le solide.<\/p>\n

Ces\u00a0pastilles cylindriques<\/strong>\u00a0sont ensuite charg\u00e9s et encapsul\u00e9s dans une barre de combustible (ou aiguille de combustible), qui est constitu\u00e9 d’alliages de zirconium en\u00a0raison de sa tr\u00e8s faible absorption\u00a0section transversale<\/a>\u00a0(contrairement \u00e0\u00a0l’acier inoxydable).\u00a0La surface du tube, qui recouvre les pastilles, est appel\u00e9e\u00a0gaine de combustible<\/strong>\u00a0.<\/p>\n

Voir aussi:\u00a0\u00a0Conduction thermique du dioxyde d’uranium<\/a><\/p>\n

Le<\/strong>\u00a0comportement\u00a0thermique<\/strong>\u00a0et\u00a0m\u00e9canique<\/strong>\u00a0des\u00a0pastilles<\/strong>\u00a0de\u00a0combustible<\/strong>\u00a0\u00a0et\u00a0des crayons combustibles<\/strong>\u00a0constitue l’une des trois principales disciplines de conception de base.\u00a0Le combustible nucl\u00e9aire<\/strong>\u00a0est exploit\u00e9 dans des conditions tr\u00e8s inhospitali\u00e8res (thermique, rayonnement, m\u00e9canique) et doit r\u00e9sister \u00e0 des conditions de fonctionnement plus \u00e9lev\u00e9es que la normale.\u00a0Par exemple, les temp\u00e9ratures au centre des pastilles de combustible atteignent plus de\u00a01000 \u00b0 C<\/strong>\u00a0(1832 \u00b0 F) accompagn\u00e9es de rejets de gaz de fission.\u00a0Par cons\u00e9quent, une connaissance d\u00e9taill\u00e9e de la distribution de la temp\u00e9rature dans un seul crayon de combustible est essentielle pour un fonctionnement s\u00fbr du combustible nucl\u00e9aire.\u00a0Dans cette section, nous \u00e9tudierons\u00a0l’\u00e9quation de conduction thermique<\/strong>\u00a0en\u00a0coordonn\u00e9es cylindriques<\/strong>en utilisant la condition aux limites de Dirichlet avec une temp\u00e9rature de surface donn\u00e9e (c’est-\u00e0-dire en utilisant la condition aux limites de Dirichlet).\u00a0Une analyse compl\u00e8te du profil de temp\u00e9rature des crayons de combustible sera \u00e9tudi\u00e9e dans une section distincte.<\/p>\n

 <\/p>\n

Temp\u00e9rature dans l’axe d’une pastille de combustible<\/strong><\/h2>\n

Consid\u00e9rons la pastille de combustible de rayon\u00a0r\u00a0U<\/sub>\u00a0= 0,40 cm<\/strong>\u00a0, dans laquelle il y a une production de chaleur uniforme et constante par unit\u00e9 de volume,\u00a0q\u00a0V<\/sub>\u00a0[W \/ m\u00a03<\/sup>\u00a0]<\/strong>\u00a0.\u00a0Au lieu du taux de chaleur volum\u00e9trique q\u00a0V<\/sub>\u00a0[W \/ m\u00a03<\/sup>\u00a0], les ing\u00e9nieurs utilisent souvent le\u00a0taux de chaleur lin\u00e9aire, q\u00a0L<\/sub>\u00a0[W \/ m]<\/strong>\u00a0, qui repr\u00e9sente le taux de chaleur d’un m\u00e8tre de barre de combustible.\u00a0Le\u00a0taux de chaleur lin\u00e9aire<\/strong>\u00a0peut \u00eatre calcul\u00e9 \u00e0 partir du taux de chaleur volum\u00e9trique par:<\/p>\n

\"taux<\/a><\/p>\n

La ligne m\u00e9diane est prise comme origine pour la coordonn\u00e9e r.\u00a0En raison de la sym\u00e9trie dans la direction z et dans la direction azimutale, nous pouvons s\u00e9parer les variables et simplifier ce probl\u00e8me en\u00a0un probl\u00e8me unidimensionnel<\/strong>\u00a0.\u00a0Ainsi, nous r\u00e9soudrons la temp\u00e9rature en fonction du rayon,\u00a0T (r)<\/strong>\u00a0, uniquement.\u00a0Pour une\u00a0conductivit\u00e9 thermique<\/a>\u00a0constante\u00a0, k, la forme appropri\u00e9e de l’\u00a0\u00e9quation thermique cylindrique<\/strong>\u00a0, est:<\/p>\n

\"\u00e9quation<\/a><\/p>\n

La solution g\u00e9n\u00e9rale de cette \u00e9quation est:<\/p>\n

\"\u00e9quation<\/a><\/p>\n

o\u00f9 C\u00a01<\/sub>\u00a0et C\u00a02<\/sub>\u00a0sont les constantes d’int\u00e9gration.<\/p>\n

\"Conduction<\/a>Calculez la distribution de temp\u00e9rature, T (r)<\/strong>\u00a0, dans cette pastille de combustible, si:<\/p>\n