vers des sources d'énergie surpuissantes et ultra-compactes (neutronique-détonique)

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• Publié par: bibi83000
• Publié le: 01 août 2015
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Extrait

VERS DES SOURCES D'ENERGIE SURPUISSANTES ET
ULTRA-COMPACTES





La conception d'un réacteur nucléaire ultra-compact et d'une puissance
d'un ou de plusieurs ordres de grandeur supérieur à ceux actuellement utilisés
constitue un des principaux axes d'étude qui semble se dégager des
recherches prospectives sur les forces navales entreprises au C.T.S.N.

Nous avons proposé ainsi le concept d'un générateur nucléaire
Magnéto-Hydro-Dynamique (M.H.D) possédant, entre autres, cette potentialité
(voir l'Albatros du 1/04/94).
Rappelons brièvement de quoi il s'agit. La machine est représenté
cidessous :
Son coeur se compose d'un simple tube creux, rempli de gaz UF6 ou
PuF6 (Hexafluorure d'uranium ou de plutonium enrichis).
Une onde de choc y circule longitudinalement et provoque, lorsqu'elle
arrive à chacune des extrémités du cylindre, une compression et donc une
accumulation de matière fissile.
Cette accumulation produit alors, en cet instant, une divergence
nucléaire qui, chauffant brutalement cette "galette de gaz", renvoie vers
l'extrémité opposé du cylindre une onde de choc.
Ainsi se trouve produit une oscillation cyclique, par "rebonds" successifs
à chaque extrémité du tube.
Derrière cette onde se trouve créé un état de plasma, donc un gaz
conducteur, qui tel un rotor "coulissant" fournit de l'énergie par interaction avec
le bobinage situé autour du coeur. Ce bobinage est aussi chargé de créer,
dans la machine, le champ magnétique nécessaire à la conversion directe
Magnéto-Hydro-Dynamique.On peut d’ailleurs créer un phénomène similaire,
par dilatation-contraction dans une sphère.



Le calcul d'une telle machine implique l'étude des propriétés
neutroniques d'un combustible nucléaire en mouvement. En effet,
contrairement à un réacteur atomique classique, - civil ou militaire - le
combustible est ici mis en vitesse par les phénomènes hydro-dynamiques.
Cette vitesse est de l'ordre de plusieurs kilomètres par seconde.

Il est , par parenthèse, intéressant de signaler que l'on retrouve cette
situation en cas d'accidents nucléaires (explosion de coeur), de chocs
importants auquel peut être soumis un réacteur (tremblement de terre, impact
d'un avion, agressions diverses, tentatives de suppression de bâtiments de
guerre....). Ces situations peuvent en effet entraîner des mouvement violents
des différents éléments constitutifs d'un réacteur (modérateur, combustible...).

Actuellement les codes de calculs ne tiennent pas complètement compte
de ces effets de vitesse du combustible relativement à l'enveloppe du
modérateur neutronique négligeant ainsi un aspect tout à fait essentiel,
approximation néfaste pouvant entraîner des écarts sur les valeurs des
sections efficaces effectives - caractéristiques du couplage
hydrodynamiqueneutronique - d'au moins un ordre de grandeur, sinon plus.

Une démarche rationnelle de sûreté devrait prendre en compte toutes
les dimensions de l'influence de la vitesse du milieu sur l'évolution de l'état d'un
coeur de réacteur, notamment par l'intermédiaire des phénomènes purement
nucléaires que nous allons exposer.

Un peu de théorie : (1)

Soit la densité des neutrons dans l'espace des phases : (r,v,t).
Elle est directement liée au nombre moyen n(r,v,t) de neutrons présents
3 3dans l'élément de volume de l'espace des phases d rd v à l'instant t par :
3 3dn = n (r, v, t). d rd v .
YY L'équation gérant la distribution de la population neutronique au sein
d'un réacteur est alors décrite, au premier ordre, par l'équation de Mr
Boltzmann suivante :


n r r r r r r r r r r r r r r r r r v r3 ' '(r ,v,t) + v. grad n(r ,v,t) + v . (r ,v,t) + (r ,v,t) .n(r ,v,t) = d v n(r ,v,t). v (r ,t,v v)[ ]r a s s∫t



où r est le vecteur position (au sens usuel), v le vecteur vitesse, est la a
section efficace effective d'absorption des neutrons, celle de diffusion, s s
(r, t, v' - > v) la section efficace effective différentielle de diffusion.







1) A ce propos l'ICA Polycarpe souhaite préciser ceci :

Certaine "théorie" bureaucratique postule ici et là que la science pure doit être pensée "ailleurs", et inclut
volontiers la prospective dans ces expropriations a priori. C'est oublier deux choses :
- la première, que la prospective n'est pas une science même technique, mais un regard synthétique et
anticipateur, qui les utilise parfois ; -- la deuxième, que dans les "organisations" qui ne prévoient pas de
centres de créativité et de pensées étatiques, pluridisciplinaires, et de haut niveau, les études deviennent
fractales : elles se répartissent au mieux des talents, des moyens, des situations, de l'intérêt général...
D'ailleurs, on n'a jamais vu de réseau détude (efficace et crédible) dans lequel il n'y a que des
scientifiques d'un coté et aucun de l'autre. De plus et cela terminera la remarque, le nombre des talents
réels n'est pas tel que l'on puisse tolérer, en période de crise, que les discours sur l'organisation
excèdent par trop la quantité, parfois réduite à moins de l'unité, de ce qu'il faut organiser.
Ceci est réaliste, à défaut d'être toujours réel, dans une réalité organisée parfois de manière irréelle.


SSS¶SSfiS¶ Les termes de la forme II v II. ∑ représentent physiquement des taux
de réaction, l'équation précédente n'étant que l'équation de conservation du
nombre de neutrons. Le terme modélisant l'absorption des neutrons, , a
représente les évènements de fission (un noyau doit absorber un neutron pour
se fissionner (2)), ceux dus aux captures radiatives (le noyau absorbant un
neutron réémet du rayonnement )... L'énergie fournie par un réacteur est due
principalement à ce phénomène de fission, qui de plus, est la cause profonde
de la possibilité conceptuelle de génération d'énergie par réactions atomiques
via la notion de réaction en chaine.
Le calcul de l'énergie produite par un réacteur est obtenue par les
valeurs du terme
II v II∑ (r, v, t), partie du terme II v II. ∑ (r, v, t). f a
Nous allons montrer sur ce terme, ainsi que sur le terme de diffusion des
neutrons (r, v, t) comment les codes actuels traitent l'influence de la vitesse s
du milieu (modérateur ou combustible) et ce qu'ils leur manquent.
Pour cela, explicitons la section efficace effective de fission :
r rr r   r r r r r r 31 r r ,u,t = v u v u r ,u,t d u où r ,u,t ( )   ( ) ( ) ( )f ∫ milieu milieufissionv 
est la distribution de vitesse des noyaux atomiques du milieu (cela peut-être
l'eau du modérateur caloporteur dans le cadre de réacteurs classiques,
l'enveloppe du combustible - gaine de zirconium ou de tout autre matériau
ayant de bonnes propriétés neutroniques de transparence ou de réflexion... -,
sans oublier le combustible - uranium, plutonium, thorium, et les différents
composants de ses alliages métalliques employés -...).
Si l'on suppose que cette distribution est celle de l'équilibre
thermodynamique de particules obéissant à une statistique de Maxwell, elle
aura la forme :
r r 2r r r m (u v ) /(2kTm )(3/2) ( )milieu mileiu milieu1 r ,u,t = N(r ,t) ( ) e( ) mileumilieu 2 kTmmilieu

rou est la vitesse locale des atomes du milieu (agitation due à la température u
uniquement) et v la vitesse d'ensemble, hydrodynamique, par exemple due milieu
au mouvement du combustible derrière une onde de choc, voir une onde
acoustique.

N (r,t) est la concentration des noyaux du milieu par unité de volume. milieu
est la section efficace microscopique caractérisant la probabilité fission
d'intéraction neutron-noyau.
Nous avons réunis les éléments qui permettent de saisir le couplage
hydrodynamique-neutronique, la manière dont il est traité dans les codes et la
façon dont il devrait être.
Le couplage hydrodynamique - neutronique, talon d'Achille de la
sureté :
On peut dire que
* son traitement actuel s'effectue :
(r,t) - en écrivant que la concentration des noyaux N est une milieu
fonction spatio-temporelle
sYpSYs--SS-S-gYdépendant de la masse volumique, e