Détection des antineutrinos pour la surveillance des réacteurs nucléaires

Une particule « inventée » pour sauver la conservation de l’énergie

                 Dès 1896, Röntgen découvrit les rayons X, puis Becquerel découvrit la radioactivité, et on ne tarda pas à identifier les radioactivités α et β. L’étude de la radioactivité α et des désexcitations γ ne posa pas de difficulté majeure : la conservation de l’énergie (caractérisée par des émissions de raies) était effectivement observée. En revanche, la radioactivité β, qui était la manifestation d’une nouvelle interaction jusque lors insoupçonnée, recelait de nombreux défis qui nous occupent aujourd’hui encore. La continuité du spectre β constituait une énigme dont la seule solution semblait être l’abandon de la loi de conservation de l’énergie, solution à laquelle nombre de physiciens, Marie Curie en tête, ne pouvaient se résoudre. Lors d’un congrès à Tübingen en 1930, tous se réunirent pour réfléchir à la question, en l’absence de W. Pauli qui avait d’autres projets. Il envoya toutefois la missive présentée supra, proposant de sauver la loi de conservation de l’énergie en supposant l’existence d’une particule, dont les contraintes étaient les suivantes :
1. électriquement neutre,
2. de masse faible devant l’électron,
3. de spin 12,
4. interagissant très peu avec la matière.
Il proposa d’appeler une telle particule « neutron » . Fermi proposa plus tard, en 1934, le modèle d’une nouvelle interaction, l’interaction faible, avec le neutrino comme principal participant de cette interaction.

L’ »anomalie réacteur » : un quatrième neutrino, stérile ?

               Nous ne pouvons pas passer à θ13 sans évoquer l’hypothétique existence d’un quatrième neutrino qui serait stérile. En 1995, l’expérience de LSND publiait un résultat controversé qui pourrait être notamment expliqué par l’existence d’un neutrino stérile. Les résultats de l’expérience de MiniBooNE, en 2007 ne permettent pas de conclure à l’existence de neutrinos stériles de masse faible, même si les analyses conjointes montrent une compatibilité entre LSND, Karmen et MiniBooNE. //du reste, la théorie de la Grande Unification s’accommoderait très bien de neutrinos stériles très lourds. En 2010, MiniBooNE [12] publie des résultats compatibles avec ceux de LSND, soit avec des oscillations ν¯µ → ν¯e dans l’intervalle de masse de 0.1 à 1 eV2. Par ailleurs, après l’effort mené pour affiner les reconstructions de spectres des νe issus des fissions d’un réacteur dans le cadre de Double Chooz, les résultats d’expériences de neutrinos avec des détecteurs proches (<100m) des réacteurs déjà menées, ILL-Grenoble, Goesgen, Rovno, Krasnoyarsk, Savannah River et Bugey ont été ré-exploités [13]. La synthèse des expériences situées à moins de 100m d’un réacteur a conduit à une réévaluation du nombre d’événements attendus et mis en évidence un déficit de l’ordre de 3% à 6% dans le nombre d’νe détectés : initialement, le rapport νe détectés/νe prédits était de 0.976±0.024 et la correction apportée à la prédiction décale ce rapport à 0.943±0.023, ce qui exclut la valeur 1 à 98.6%. Ce déficit, appelé « anomalie réacteur » [13] serait compatible avec l’existence d’un quatrième neutrino stérile dont les paramètres seraient |∆m2new| > 1.5eV2(95%) et sin2 (2θnew) = 0.14±0.082. La référence [14] montre que les résultats des expériences proches des réacteurs peuvent être compatibles avec ceux de LSND en supposant un schéma d’oscillation à 3 saveurs et 2 neutrinos stériles. L’expérience de neutrinos solaires utilisant des sources Gallium a également reporté un déficit d’événements compatible avec des disparitions d’νe avec des neutrinos stériles de masse à l’échelle de l’eV [15]. Enfin, en cosmologie, (ref. 28 de l’article [14]), les mesures actuelles du fond cosmologique pourraient s’accommoder d’un ou deux neutrinos stériles de masse de l’ordre de l’eV. La nucléosynthèse primordiale apporte une contrainte sur le nombre d’espèces de neutrinos supplémentaires de 1.2 à 95% CL (ref 33 de l’article [14]) ce qui rend difficile l’hypothèse de deux neutrinos stériles ou indiquerait une déviation du modèle standard cosmologique. Il apparaît qu’il est aujourd’hui beaucoup trop tôt pour conclure à l’existence (ou non) d’un (de) tel(s) neutrino(s) stérile(s). Il convient de rester prudent sur ce chapitre. Nous aurons l’occasion de voir lors de notre section II.3 que les modélisations des spectres νe reposent sur une procédure de conversion à partir de mesures de précision des spectres β globaux réalisés par Schreckenbach et al. dans les années 80 et qu’il n’existe pas de mesure contradictoire de ces spectres. S’il est pertinent de rechercher des expériences de mise en évidence d’un neutrino stérile en s’affranchissant de la reconstruction (normalisation) des spectres, nous verrons dans la section II.3 qu’il serait utile de réaliser un effort expérimental important sur la détermination expérimentale de spectres β de noyaux encore méconnus mais contribuant de façon significative à ce spectre afin de se donner davantage d’éléments pour conclure. Nous aurons l’occasion de voir dans la section I.6 qu’un tel effort pourrait trouver des synergies importantes avec les recherches dont l’objectif est d’améliorer la sûreté des centrales nucléaires.

Le renforcement des garanties

             La découverte du programme nucléaire militaire clandestin irakien et les difficultés rencontrées par l’AIEA en Corée du Nord ont mis en évidence l’insuffisance des mesures appliquées dans le cadre de ces accords de garanties, même pour les accords de garanties généralisées. Ces États étaient en effet tous deux signataires de tels accords. Afin de pallier ces insuffisances, le Secrétariat de l’AIEA a commencé, en 1993, à travailler sur un programme de renforcement du régime des garanties. Les objectifs fondamentaux de ce programme étaient, d’une part d’améliorer les capacités de l’AIEA à détecter des activités clandestines, d’autre part, d’augmenter le rendement et l’efficacité des garanties. Ce programme, communément appelé « 93+2 », a été scindé en deux parties. La première partie comporte les mesures qui pouvaient être mises en œuvre sans modification du cadre juridique existant. La seconde partie comporte les mesures dont la mise en œuvre nécessitait de doter l’AIEA de nouveaux pouvoirs juridiques. Nous n’aborderons pas la première partie de ces mesures. La seconde partie porte sur l’élaboration d’un modèle de protocole additionnel, l’INFCIRC/540 [7]. Conçu à l’origine pour les ENDAN soumis aux garanties généralisées, ce document a servi également de base pour la négociation des protocoles additionnels aux offres volontaires des EDAN, ainsi qu’aux États ayant conclu un accord de garanties au champ d’application limité, de type INFCIRC/66 (Inde, Israël, Pakistan).

Le nucléaire, une énergie durable ?

               L’énergie récupérée par la fission des noyaux fissiles permet aujourd’hui de produire de l’énergie électrique, mais elle pourrait permettre, à moyen terme, d’atteindre des températures élevées nécessaires à des processus industriels utilisant jusqu’à présent le pétrole ou le charbon. Elle pourrait également servir de moyen alternatif à des processus chimiques à « froid » hautement polluants (par ex : la production d’hydrogène). Toutefois, si l’on met en évidence le caractère fini des énergies fossiles, il convient dans un premier temps de remarquer que les ressources en Uranium sont également comptées [3], et il faut en conséquence réfléchir à une façon de fermer le cycle du combustible, et/ou en tout cas, d’accroître les ressources : cela passe par l’exploration du cycle de combustible Thorium et par la mise en place de réacteurs surgénérateurs. D’après la publication [3], la demande en uranium devrait continuer à croître dans le futur prévisible dans la mesure où le nucléaire demeure un élément clé du bouquet énergétique mondial. Plusieurs États planifient la construction de nouvelles centrales électronucléaires, la plus forte croissance étant attendue en Chine, en Fédération de Russie, en Inde et en République de Corée. Il reste toutefois à déterminer le rythme et l’importance de la croissance de la puissance installée ailleurs. D’ici 2035 et d’après le Secrétariat commun AEN-AIEA, la capacité de production d’électricité d’origine nucléaire mondiale devrait passer de 375 GWe net (fin 2010) à 540 GWe net, dans l’hypothèse basse, et 746 GWe, dans l’hypothèse haute, soit une augmentation comprise entre 44 % et 99 %. Par conséquent, les besoins annuels mondiaux en uranium des centrales nucléaires devraient progresser de 63 875 tonnes d’uranium métal (tU) à la fin de 2010 à un chiffre situé entre 98 000 tU et 136 000 tU en 2035 ([3]). La base de ressources actuellement identifiée est donc plus que suffisante pour répondre à la demande dans l’hypothèse haute jusqu’en 2035 et dans le futur prévisible. Malgré cette abondance de ressources, il faudra, pour satisfaire la demande projetée, investir en temps opportun dans des installations de production, étant donné les longs délais (de l’ordre d’une dizaine d’années, voire plus, dans la majorité des pays producteurs) nécessaires pour développer les installations. En définitive, pour constituer une source d’énergie durable permettant de réduire drastiquement les émissions de gaz à effet de serre, le nucléaire doit avoir une sûreté renforcée, proposer une gestion des déchets optimisée et responsable, fermer le cycle du combustible (ou a minima l’étendre au cycle 232Th/233U) et dans la mesure du possible étendre son utilité au delà de la production d’énergie.

Critère confinement des produits radioactifs

                Il s’agit du critère « ultime ». L’objectif de toute centrale nucléaire est de garantir le confinement des produits radioactifs dans une enceinte étanche, même (et surtout) en cas de situation accidentelle. La garantie de ce confinement passe par la mise en place d’un minimum de trois barrières de confinement. Classiquement, ces barrières sont la gaine du combustible, le circuit primaire et l’enceinte de la tranche réacteur. L’idée est de conduire le réacteur dans des plages de fonctionnement de nature à protéger ces barrières. En première approche et de façon très simplifiée, la protection de la troisième barrière est garantie par le fait que la réserve enthalpique cumulée du circuit primaire et du circuit secondaire est limitée. La protection de la deuxième barrière est garantie par un bon contrôle des contraintes thermo-mécaniques sur l’ensemble du circuit (températures, pressions, vitesses de variation de ces grandeurs, contrôle physico-chimique des fluides afin de prévenir la corrosion . . . ). La protection de la première barrière, enfin, est garantie par une bonne adéquation entre le débit du fluide primaire et la puissance délivrée par le cœur. Par conséquent, les événements redoutés vis-à-vis du confinement sont une perte de débit du caloporteur, et pire, une vidange complète du caloporteur.

Table des matières

Introduction
I À l’interface entre plusieurs physiques 
I.1 Quelques éléments de physique des neutrinos 
I.1.1 Une particule « inventée » pour sauver la conservation de l’énergie
I.1.2 Le Modèle Standard
I.1.3 La mise en évidence de l’existence du neutrino et une première propriété particulière
I.1.4 Les neutrinos solaires et l’énigme du déficit de neutrinos
I.1.5 Vers une physique au-delà du Modèle Standard
I.1.5.1 Particule de Dirac ou de Majorana ?
I.1.5.2 Les oscillations de neutrinos
I.1.5.3 L’ »anomalie réacteur » : un quatrième neutrino, stérile ?
Bibliographie
I.2 Double Chooz et les νe 
I.2.1 Méthode de détection de Double Chooz
I.2.2 Les premiers résultats obtenus
I.2.2.1 Les efforts de simulation réacteur pour affiner la connaissance de la source νe
I.2.2.2 Détermination de l’angle θ13 avec la première phase de Double Chooz
I.2.3 Conclusion
Bibliographie
I.3 La décroissance β
I.3.1 Le point de départ : la règle d’or de Fermi
I.3.2 Règles de sélection
I.3.2.1 Les corrections à apporter au modèle
Bibliographie
I.4 L’Agence Internationale de l’Énergie Atomique 
I.4.1 Le département des Garanties
I.4.1.1 Le cadre juridique des inspections des Garanties
I.4.1.2 Le renforcement des garanties
I.4.1.3 Les garanties intégrées
I.4.2 Les installations à surveiller
I.4.3 Des outils au profit des inspecteurs des Garanties
I.4.4 Réunions AIEA/physiciens des neutrinos
I.4.4.1 Création d’un groupe de travail ad hoc à l’AIEA
I.4.4.2 ESARDA
Bibliographie
I.5 L’avenir du nucléaire – enjeux énergétiques pour le futur 
I.5.1 Les défis de la production d’énergie durable
I.5.2 Le nucléaire, une énergie durable ?
I.5.3 Les leviers pour relever les défis de la production d’énergie nucléaire durable
I.5.3.1 L’intérêt des hautes températures
I.5.3.2 Le gain sur la consommation du combustible
I.5.3.3 La transmutation des déchets
I.5.4 Les réacteurs simulés dans le cadre de cette thèse
I.5.5 Simulation de combustibles innovants
Bibliographie
I.6 Quelques principes des réacteurs nucléaires 
I.6.1 Le triptyque : Combustible-Modérateur-Caloporteur
I.6.1.1 Le choix du combustible
I.6.2 L’effet de burnup du combustible
I.6.2.1 Modérateur
I.6.2.2 Caloporteur
I.6.3 La sûreté nucléaire
I.6.3.1 Critère contrôle de la réactivité
I.6.3.2 Critère évacuation de la puissance
I.6.3.3 Critère confinement des produits radioactifs
I.6.4 Un modèle simplifié de centrale
I.6.5 Devenir du combustible usé
I.6.6 Conclusion
Bibliographie
I.7 Conclusion partielle du chapitre I 
II Présentation des outils de simulation 
II.1 Les codes et les bases de données 
II.1.1 MCNP(X)
II.1.2 MURE
II.1.2.1 Interfaçage avec MCNP(X)
II.1.2.2 Interfaçage avec un code de suivi de l’évolution du combustible
II.1.2.3 La capacité de simuler des rechargements du cœur
II.1.2.4 Le calcul de la fraction de neutrons retardés
II.1.3 Une interface graphique pour faciliter l’exploitation des résultats
II.1.4 Les bases de données
Bibliographie
II.2 Simulation de l’évolution en réacteur 
II.2.1 Contrôle des erreurs liées à la simulation MCNP
II.2.2 Présentation des difficultés liées à la résolution des équations de Bateman
II.2.2.1 MURE : Méthode de simplification des calculs pour la résolution des équations de Bateman
II.2.3 Influence des bases de données
II.2.3.1 Influence des bases de données sur les taux de production des produits de fission
II.2.3.2 Influence des bases de données sur les taux de réaction
II.2.3.3 Prise en compte du spectre en énergie des neutrons pour le calcul des taux de production des PF
Bibliographie
II.3 Simulation des spectres β et νe 
II.3.1 La modélisation du spectre β global
II.3.1.1 Modélisation d’un spectre β
II.3.1.2 Modélisation du spectre νe
II.3.1.3 Intégration des différents types de spectres dans MURE
II.3.2 Résultats d’évolution obtenus avec MURE
II.3.3 Construction par sommation du spectre d’νe attendu par noyau fissile
II.3.3.1 Sphère d’235U
II.3.3.2 Sphère de 239Pu
II.3.3.3 Sphère de 241Pu
II.3.3.4 Bilan partiel pour les calculs possédant des données auxquelles se comparer
II.3.4 Prédictions des spectres νe pour les noyaux fissiles et/ou fissibles
II.3.4.1 Prédictions pour le noyau d’238U
II.3.4.2 Prédictions pour le noyau d’233U
II.3.4.3 Prédictions pour le noyau de 232Th
II.3.4.4 Prédictions pour le noyau de 238Pu
II.3.4.5 Prédictions pour le noyau de 240Pu
II.3.4.6 Prédictions pour le noyau de 242Pu
II.3.5 Bilan
Bibliographie
II.4 Le test de prolifération 
II.4.1 Présentation du test de Kolmogorov-Smirnov
II.4.2 Validation du test de Kolmogorov-Smirnov pour distinguer les signatures des actinides
II.4.2.1 Réglage du test de Kolmogorov-Smirnov
II.4.2.2 Sensibilité du test au binning
II.4.3 Test du χ2- domaine de validité
II.4.3.1 Formulation du test du χ2
II.4.3.2 Exemple de test valide du χ2
II.4.4 Application à la détection d’un comportement proliférant
II.4.4.1 Vérification du réglage des plages de comptage pour le test du χ2
II.4.5 Discussion du risque de fausse alerte
Bibliographie
III Études de scénarios 
III.1 Études de scénarios de prolifération avec des réacteurs CANDU 
III.1.1 Géométrie d’un réacteur CANDU 6
III.1.2 Validation de la neutronique
III.1.3 Scénario de prolifération
III.1.3.1 Principe de rechargement d’un réacteur CANDU
III.1.3.2 Détermination du nombre de grappes à détourner pour réunir une Quantité Significative (SQ) de plutonium
III.1.3.3 Détermination de la qualité du plutonium produit en fonction du temps et du plan de rechargement
III.1.3.4 Pertinence neutronique du scénario de rechargement 100 jours / 300 jours
III.1.3.5 Détermination de l’écart entre un comportement légitime et un comportement proliférant
III.1.4 Évaluation de la validité des écarts calculés en νe détectés en fonction du plan de rechargement
III.1.4.1 Évaluation de l’influence de la normalisation des spectres
III.1.4.2 Évaluation de l’influence de la prise en compte des phénomènes hors équilibre
III.1.4.3 Prise en compte de la section efficace de détection
III.1.4.4 Détermination de l’influence de la barre d’erreur sur les taux de fissions
III.1.4.5 Évaluation de l’influence de la barre d’erreur de 10 % bin à bin sur le spectre
III.1.5 Potentiel de détection
III.1.6 Étude du scénario de détournement avec un rechargement de 50 jours / 350 jours
III.1.6.1 Production en quantité et qualité du plutonium produit
III.1.6.2 Faisabilité neutronique du plan de rechargement 50 jours / 350 jours
III.1.6.3 Calcul de l’influence d’un détournement avec le spectre reconstruit à partir de notre simulation
III.1.7 Conclusion
Bibliographie
III.2 Études de scénarios de prolifération avec un VHTR 
III.2.1 Les différents types de VHTR
III.2.1.1 Les particules de combustible
III.2.1.2 Les réacteurs compacts
III.2.1.3 Les réacteurs à lit de boulets
III.2.2 Présentation du réacteur de référence – validation de la neutronique
III.2.2.1 Caractéristiques génériques du réacteur
III.2.2.2 Traitement de l’hétérogénéité du combustible dans le boulet
III.2.2.3 Combustible UOx
III.2.2.4 Combustible PuOx
III.2.2.5 Combustible ThUOx
III.2.3 Scénario de prolifération pour un combustible UOx
III.2.3.1 Détermination de la quantité et qualité du plutonium produit
III.2.3.2 Détermination du temps de résidence des boulets
III.2.3.3 Étude de l’influence du scénario sur la neutronique et les νe émis
III.2.4 Scénarios de prolifération pour des combustibles innovants
III.2.5 Application au PBMR
III.2.5.1 Cas d’origine à 400MWe
III.2.5.2 Cas réduit à 200MWe
III.2.6 Influence du stockage des boulets dans l’enceinte de la centrale
III.2.7 Conclusions
Bibliographie
III.3 Études de scénarios de prolifération avec les réacteurs à neutrons rapides
III.3.1 Le réacteur simulé
III.3.2 Comparaison de la simulation à l’article
III.3.3 Fonctionnement attendu du PFBR dans le cadre d’une utilisation légitime des couvertures
III.3.3.1 Vérification de la transmutation des actinides
III.3.4 Écart en flux des νe émis dans les cas normal et proliférant
III.3.5 Utilisation d’un combustible innovant pour « dénaturer » le plutonium produit en couverture
III.3.6 Conclusion
Bibliographie
IV Conclusions et perspectives 
A Non-prolifération : jalons historiques
B Taux de production des PF pour les noyaux dont les spectres β ont été mesurés
B.1 Sphère d’235U
B.2 Sphère de 239Pu
B.3 Sphère de 241Pu
C Taux de production des PF pour les noyaux dont les spectres β n’ont pas encore été mesurés
C.1 Sphère d’238U
C.2 Sphère de 232Th
C.3 Sphère d’233U
C.4 Sphère de 240Pu
D Table de χ2
Glossaire

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