. Le-tableau-5, 3 indique la moyenne, ainsi que l'´ ecart type, des rapports des spectres pour différentes données nucléaires utilisées par le calcul MURE, CHARS

. De-plus and . Dans-la-gamme-d-'´-energie, keV] et pour un temps de refroidissement de 1 an, le calcul MURE/CHARS surestime d'un facteur 30 le calcul CESAR. (cette valeur de rapport de spectre n'a pasétépasété prise en compte dans le calcul des moyennes etécartsetécarts types et n, 1800.

. En-utilisant-l-'utilitaire-de-recherche-d-'´-emetteurs-de-muregui, ), il est apparu que le 106 Rh est le principalé emetteuràemetteur`emetteurà cetté energie En comparant les données de structures nucléaires ENSDFàENSDFà celles utilisées par JEFF3.1.1 (DDEP pour ce noyau) pour ce noyau, il s'est avéré qu'elles présentent de très grandsécartsgrandsécarts entre elles (cf figure 5.12) De plus, aucune raie n'estémiseestémise par le 106 Rh dans la gamme d'´ ener- 5.3. VALIDATIONS ? gement ( cf. tableau 5.4) pour desénergiesdesénergies supérieuressupérieures`supérieuresà 1700 keV. Ceci s'explique par le fait que les principaux contributeursàcontributeurs`contributeursà cesénergiescesénergies, ` a l'exception du 90 Y , ne sont pas présents dans le calcul CESAR (bien qu'ils soient dans les bases de données de ce code) Les noyaux en question

T. Du, 1.2.1 Modélisation La géométrie simulée se base sur deux documents : ? Un benchmark de la NEA de 1992 appliqué au TN12 [Loc92] dont les données géométriques ne sont que parcellaires. En effet, seuls les schémas des ailettes et des capots anti-chocs y sont présents
URL : https://hal.archives-ouvertes.fr/medihal-00831897

?. Un-fascicule-de-cours, Techniques de l'ingénieur relatif au transport des ma-tì eres radioactives, HAR13] dans lequel quelques données géométriques sont renseignées pour le TN12

T. Le, une virole (ou corps) en acier de 30 cm d'´ epaisseur sur lequel sont fixées environ 65 000 ailettes en cuivre qui permettent l'´ evacuation de la chaleur. Entre ces ailettes est disposée une résine neutrophage d'uné epaisseur de 13.5 cm. ` A l'intérieur de la virole se situe le panier amovible comportant douze logements, chacun recevant un assemblage de combustible usé

. Mev, Cependant il semblê etre raisonnable de faire l'hypothèse que le nombre de noyaux de 59 Co, la section efficace moyenne 59 Co(n, ?) et le flux soient très proches pour les quatre combustibles si bien que l'impact du 60 Co soit quasiment identique sur le débit de dose ? pour les quatre cas examinés comparativement. Pour chaque calcul les termes sources ? et neutron sont calculés par CHARS (cf. chapitre 5) selon la composition du combustible pour un temps donné après déchargement . Les origines spatiales des sources ? et neutron sont tirées aléatoirement de façon homogène dans les trois assemblages définis en

T. Du and . Uséus´usé-figure, 2 irradié Le débit de dose pour le combustible (T h, U )O 2 est inférieurinférieur`inférieurà celui du combustible U O 2 sur une période allant d'environ 6 moisàmois`moisà 6 ans (cf. figure 6.6a) Ceci est dûdûà une production quasi nulle des actinides Cm P u et Am entrainant une dose neutron très faible (1 µSv.hr ?1 ) Pour le (T h, U )O 2 les neutrons proviennent des réactions (?, n) de l' 232 U et de ses descendants, En revanche la dose gamma ne décroit que très peu entre 4 et 10 ans (cf. figure 6.6b) pour le (T h, U )O 2 , si bien que la dose devient légèrement plus grande après 6 ans de refroidissement (cf. figure 6.6a)

. La-cause-de-ce-phénomène-est-dûdû, dûà l'incontournable 232 U . En effet comme l'atteste la figure 6.8, le débit de dose normalisé par particules sources (noté, ici, dangerosité des ?), augmente avec le temps pour les combustibles thoriés, si bien que le produit

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/. *. D-e-f-i-n-i-t-i-o-n-du-terme-s-o-u-r-c-e and *. *. , C ré a t i o n d ' un s p e c t r e Gamma pour l ' i n s t a n t v i d e dont l a d ´ e f i n i t i o n ´ e n e r g ´ e t i q u e

U. Si-le-cycle-du-thorium-possède-plusieurs-avantages-par-rapport-au-cycle and . Pu, notamment une meilleur régénération de lamatì ere fissile en spectre thermique et une production moindre d'actinides mineurs, il présente plusieurs limites. L'une d'elles est la présence, dans le combustible thorié irradié, d' 232 U . Cet isotope est le précurseur d'un rayonnement ? de 2.6 MeV. Cette thèse a, en partie, pour objectif d'´ etudier les différents paramètres influençant la synthèse de ce noyau dans divers types de combustibles et de réacteurs. L'autre partie de ce travail consistè a estimer l'impact de cet indésirable sur la radioprotection de l'aval du cycle. Dans ce but, un ensemble d'outils, permettant le calcul des spectresénergétiquesspectresénergétiques des différents rayonnementsémisrayonnementsémis par lamatì ere radioactive, a ´ eté spécialement développé

. Thorium, Combustible usé, Spectres ? ? ? ? neutron, Réaction (?, n) Château de transport, Fabrication du combustible