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Un '''flux neutronique''' désigne une densité volumique de [[neutron]]s ayant la même vitesse, multipliée par cette vitesse : Φ = ''n'' • ''v'' . Il caractérise l'interactivité de la population des neutrons en déplacement avec les [[atome]]s du milieu. Une population de densité ''n'' / 2 se déplaçant à la vitesse ''v'' aura la même interactivité avec les atomes du milieu qu'une population de densité ''n'' allant à la vitesse ''v'' / 2. Il se mesure en {{unité||m|-2|s|-1}}. L'unité pratique est le neutron par centimètre carré et par seconde, {{unité||n||cm|-2|s|-1}}.

La probabilité d'interaction d'un neutron varie en fonction de sa vitesse, c'est-à-dire de son énergie. Par exemple, un [[Température neutronique|neutron lent]] a beaucoup plus de chance de provoquer une réaction de [[fission nucléaire]] qu'un [[Température neutronique#Neutrons rapides|neutron rapide]]. C'est la raison pour laquelle, en [[neutronique]], on s'intéresse à des populations de neutrons ayant la même vitesse c'est-à-dire la même énergie. La probabilité d'interaction des neutrons de vitesse donnée avec les noyaux du milieu est caractérisée par la [[section efficace]].

== Ordre de grandeur de flux neutroniques ==
=== Généralités ===
Un assemblage juste critique présente un flux neutronique faible, de l'ordre de 10{{6}} à {{unité||e=8|n||cm|-2|s|-1}}. Ces flux correspondent à une puissance de l'ordre de quelques watts, qui peut être dissipée par [[convection]] naturelle.

Des réacteurs de recherche « froids » à haut flux, de type piscine, ont un flux neutronique de l'ordre de {{unité||e=13|n||cm|-2|s|-1}}, comparable à celui d'un réacteur de puissance.

Le flux neutronique dans un réacteur est de l'ordre de {{unité||e=15|n||cm|-2|s|-1}} en neutrons rapides<ref>{{lien web |langue=en |auteur1=MUSSAEVA, M. A. ; IBRAGIMOVA, E. M. |et al.=oui |titre=Determination of the neutron flux and γ radiation in the core of operating and shut-down reactors using quartz glasses and element monitors |url=https://archive.wikiwix.com/cache/20150611000000/http://cat.inist.fr?aModele=afficheN&cpsidt=21096251 |site=inist.fr via [[Wikiwix]] |périodique=Atomic energy |éditeur=Springer |issn=1063-4258 |consulté le=03-11-2023 |page=208–213 |volume=105 <!--PARAMETRE 'volume' N'EXISTE PAS --> |numéro=3 <!--PARAMETRE 'numéro' N'EXISTE PAS -->}}.</ref>, et de l'ordre de {{unité||e=14|n||cm|-2|s|-1}} en neutrons thermiques.

Le « gaz » de neutrons formé dans un réacteur a une concentration inférieure de plusieurs ordres à celle des molécules d'un gaz aux conditions normales ; rapport supérieur à 3{{x10|12}}.

La connaissance de la forme et de la valeur du flux de neutrons dans un réacteur est importante car c'est le moyen de connaître la forme et la valeur de la puissance thermique générée localement par les fissions qui est une des grandeurs critiques du dimensionnement du réacteur :

[[Réaction nucléaire|taux de réaction]] local en (fissions par centimètre cube et par seconde) = (concentration locale des noyaux fissiles en (noyaux par centimètre cube) × [[section efficace]] microscopique de fission en centimètres carrés) × (flux neutronique en (neutrons par centimètre carré et par seconde)
e

=== Équation de la diffusion ===
Le flux est solution de l'équation différentielle de la diffusion :

<center><math> \mathbf{VARIATION}~=~\mathbf{PRODUCTION}~-~\mathbf{FUITES}~-~\mathbf{ABSORPTIONS}</math></center>

<center><math> {\partial n \over \partial t} = S + D \times \Delta\Phi - \Sigma_a \times \Phi</math></center>
Avec :
* ''n'', concentration des neutrons, en neutrons par centimètre cube ;
* ''v'', vitesse des neutrons, en centimètres par seconde ;
* ''t'', temps ;
* ''S'', source locale, en neutrons par centimètre cube par seconde ;
* ''D'', [[coefficient de diffusion]] du milieu, en centimètres ;
* Φ = ''n'' ⋅ ''v'', flux neutronique, en neutrons par centimètre carré par seconde ;
* <math> \Delta\Phi~=~\mathsf{\text{Opérateur laplacien du flux}}~=~{ \partial^2 \Phi \over \partial x^2 } + { \partial^2 \Phi \over \partial y^2 } + { \partial^2 \Phi \over \partial z^2 }</math>
* Σ<sub>a</sub> = [[section efficace]] macroscopique d'absorption, en cm{{-1}}.

En régime stable, <math> { \partial n \over \partial t } = 0 </math>.

{{démonstration|contenu=
Suivant différentes géométries :
* En milieu limité par deux faces parallèles de surface infinie (réacteur plaque),
 
: <math> { \partial n \over \partial t } = S + D \times { \partial^2 \Phi \over \partial x^2 } - \Sigma_a \times \Phi</math>

* En géométrie cylindrique de longueur infinie (réacteur cylindrique - coordonnées polaires),

: <math> { \partial n \over \partial t } = S + D \times \left ( { \partial^2 \Phi \over \partial r^2 } + { 1 \over r } \times { \partial \Phi \over \partial r } \right ) - \Sigma_a \times \Phi</math>
* En géométrie sphérique,

: <math> { \partial n \over \partial t } = S + D \times \left ( { \partial^2 \Phi \over \partial r^2 } + { 2 \over r } \times { \partial \Phi \over \partial r } \right ) - \Sigma_a \times \Phi</math>
}}

Dans un réacteur, en [[régime permanent]], le terme source ''S'' est celui des fissions, [[Formule des quatre facteurs|d'où]] <math> S = k_\infty \times \Sigma_a \times \Phi </math>

: <math> \Delta\Phi + (k_\infty - 1) \times { \Sigma_a \over D } \times \Phi = 0 </math>

On pose :
: <math> L^2 = { D \over \Sigma_a } = (\mathsf{Longueur~de~diffusion})^2 </math>

* et, [[Réaction en chaîne (nucléaire)|tenant compte de ce que]] <math> k_\infty > 1 </math>

: <math> B_m^2 = { k_\infty - 1 \over L^2 } </math> = laplacien matière ;

d'où la formulation simplifiée de l'équation de la diffusion :

{|class="wikitable" style="background:#FFFFFF;" 
|<math> \Delta\Phi +B_m^2 \times \Phi = 0 </math>
* avec :
** <math> L^2 = { D \over \Sigma_a }</math>
** <math> B_m^2 = { k_\infty - 1 \over L^2 } </math>
|}

==== Cas du réacteur cylindrique ====
Note<ref group="Note">La majorité des cœurs de réacteurs ont une forme voisine d'un cylindre; la forme proche de l'ortho-cylindre avec D/H = 1,0826 minimise les [[Réaction en chaîne (nucléaire)|fuites neutroniques]]</ref><br />
Dans le cas typique du réacteur cylindrique (de hauteur ''H'' et de rayon ''R''), en régime permanent (''z'' = altitude de puis le plan médian du cœur ; ''r'' = distance à l'axe du cœur; λ = distance d'extrapolation<ref group="Note">La distance d'extrapolation notée λ est la distance depuis la frontière du cœur où la fonction décrivant le flux dans le réacteur prend la valeur zéro. On la désigne également par « économie de réflecteur » car elle représente l'« économie de combustible » que procure la présence du réflecteur</ref>) :

: <math> { \partial^2 \Phi \over \partial r^2 } + { 1 \over r } \times { \partial \Phi \over \partial r } + { \partial^2 \Phi \over \partial z^2 } + B_m^2 \times \Phi = 0 </math>
* Dans le sens axial, la solution est celle d'un cosinus :
: <math> \Phi(z) = \Phi_o \times \cos {\left( \pi \times {z \over H + 2 \times \lambda }\right) } </math>
* Dans le sens radial, la solution est celle d'une [[fonction de Bessel]] d'ordre zéro :
: <math> \Phi(r) = \Phi_o \times J_o\left( 2{,}404\,91 \times { r \over R + \lambda }\right) </math> <br>
2,404 91 est la valeur du {{1er|zéro}} de la fonction de Bessel.
* [[Opérateur laplacien|Laplacien géométrique]] <math> B_g^2 = \left({ \pi \over H + 2 \times \lambda } \right)^2 + \left( {2{,}404\,91 \over R + \lambda } \right)^2 </math>

==== Autres géométries simples ====
{{démonstration|contenu=
Les valeurs du laplacien géométrique dans d'autres géométries simples sont les suivantes :
* Sphère de rayon ''R'' : <math> B_g^2 = \left( {\pi \over R + \lambda} \right)^2</math>
* Plaque d'épaisseur ''a'' : <math> B_g^2 = \left( { \pi \over a + 2 \times \lambda } \right)^2 </math>
* Parallélépipède de longueur des arêtes ''a'', ''b'', ''c'' : 
:<math> B_g^2 = \left( { \pi \over a + 2 \times \lambda } \right)^2 + \left( { \pi \over b + 2 \times \lambda } \right)^2 + \left( { \pi \over c + 2 \times \lambda } \right)^2 </math>
* Cylindre infini de rayon ''R'' : <math> B_g^2 = \left( { 2{,}404\,91 \over R + \lambda } \right)^2 </math>
}}

=== Exemple de calcul du flux dans un [[Réacteur à eau pressurisée|REP]] ===
==== Calcul du flux thermique ====
Caractéristiques du cœur (proches de celles d'un [[Réacteur à eau pressurisée|REP]] 900 MWe)<ref group="Note">La densité de puissance dans l'ensemble des REP est très voisine de 100 MWth/m{{3}} ; les résultats du calcul du flux sont comparables</ref> et données générales :
* Puissance thermique du cœur : {{formatnum:2768}} MW<ref group="Note">Moyenne des tranches 900 MWe françaises. Tient compte de l'apport thermiques des pompes primaires qui sont très puissantes</ref>,
* Masse d’uranium : {{unité/2|72367|kg}},
* Enrichissement moyen en [[uranium 235]] :  2,433 %<ref group="Note">Enrichissement moyen au chargement du premier cœur. Plus l'enrichissement est élevé plus le flux neutronique est faible. Le flux neutronique augmente avec l'usure du cœur du fait de la consommation de matière fissile</ref>,
* Section efficace microscopique de fission de l’uranium 235 par un neutron thermique = [[Fission nucléaire|579,5]] [[barn]]s = 5,795{{x10|-22}} cm{{2}},
* Volume du cœur : {{unité/2|26.571|m|3}} = 26,571{{x10|6}} cm{{3}},
* Hauteur [[combustible]] : {{unité|3.66|m}},
* 157 assemblages carrés au pas de {{unité/2|215.036|mm}},
* Température moyenne de l'eau primaire dans le cœur : [[Réacteur à eau pressurisée|{{tmp|304.5|°C}}]],
* 1 fission dégage [[Fission nucléaire|193]] MeV d’énergie récupérable, 193{{x10|6}} • ([[Charge élémentaire|1,60218{{x10|-19}}]]) = 3,09220{{x10|-11}} J / fission,
* Facteur de fissions rapides = [[Formule des quatre facteurs|1,07]],
* Neutrons de fission = [[Fission nucléaire|2,47]] neutrons par fission.
'''D'où la valeur du flux neutronique thermique moyen = Φ<sub>m</sub> = {{unité|3.2{{x10|13}}|n||cm|-2|s|-1}}'''
{{démonstration|1=En effet, nous pouvons calculer différentes grandeurs grâce aux données pour aboutir au flux.

Les taux de réaction :

 - [Nombre de fissions par seconde] = [Puissance thermique] / [Énergie dégagée par une fission] = 2 768×10e6 / 3,0922×10e−11 = 8,950×10e19 fissions/s (dont 7 % de fissions rapides).
 - [Nombre de fissions thermiques par seconde] = [Nombre de fissions par seconde] / [Facteur de fission thermique] = 8,950×10e19 / 1,07 = 8,365×10e19 fissions thermiques/s.
 - [Taux de réaction thermique] = [Nombre de fissions thermiques par seconde par unité de volume] = [Nombre de fissions thermiques par seconde] / [Volume du cœur] = 8,365×10e19 / 26,571×10e6 = 3,148×10e12 fissions thermiques par centimètre cube et par seconde.

D'où nous déduisons les productions de neutrons :

 - [Nombre de neutrons de fission émis par seconde] = 2,47 • 8,365×10e19 = 2,211×10e20 neutrons/s.
 - [Nombre de neutrons de fission émis par centimètre cube et par seconde] = 2,211×10e20 / 26,571×10e6 = 8,320×10e12 neutrons par centimètre cube et par seconde ; les neutrons de fission sont émis à une vitesse fortement plus élevée que la vitesse des neutrons thermiques.

Section efficace macroscopique de fission thermique :
 
 - [Masse d’uranium 235] = [Masse d'uranium] x [Enrichissement en 235] = 72 367 • 2,433 % = 1 760,93 kg.
 - [Nombre de noyaux d’uranium 235] = [Masse d'uranium 235] / [Masse d'un atome d'uranium 235] = 1 760,93 • 1 000 / 235,04393 • NA = 4,512×10e27 atomes.
 - [Concentration des atomes d’uranium 235] = [Masse d'uranium 235] / [Volume du cœur] = 4,512×10e27 / 26,571×10e6 = 1,698×10e20 atomes par centimètre cube.
 - [Section efficace macroscopique de fission thermique] = [Section efficace microscopique] x [Concentration des atomes d'uranium 235] = 5,795×10e-22 • 1,698×10e20 = 0,0984 cm−1.

D'où finalement le flux neutronique thermique, en rappelant que :

 - [Taux de réaction thermique] = [Section efficace macroscopique] • [Flux neutronique thermique],
 - [Flux neutronique thermique moyen] = [Taux de réaction thermique] / [Section efficace macroscopique de fission thermique] = 3,148×10e12 / 0,0984 = 3,199×10e13 neutrons par centimètre carré par seconde.}}

==== Forme du flux ====
[[File:FluxThermique&Rapide.jpg|thumb|Forme des flux rapide et thermique dans un réacteur plaque]]

Le flux neutronique est plus élevé au centre du cœur qu'en périphérie.
Dans un cœur cylindrique homogène, la forme du flux est celle d'un cosinus tronqué aux frontières du cœur dans le sens axial et d'une [[fonction de Bessel]] tronquée aux frontières du cœur dans le sens radial.

L'eau entourant le cœur a un effet réflecteur qui fait que le flux thermique n'est pas nul aux frontières du cœur. Le cosinus ou la fonction de Bessel donnant la forme du flux dans le cœur s'annulent à une distance de {{unité|8.27|cm}} de la frontière du cœur appelée distance d'extrapolation ou économie de réflecteur (notée λ).

* Cœur de forme cylindrique à axe vertical
* ''H'' = hauteur du cœur = {{unité|366.0|cm}}
* ''R'' = rayon équivalent du cœur = {{unité|152.0|cm}}
* ''C'' = côté équivalent du cœur = {{unité|269.4|cm}}
* λ = économie de réflecteur = Distance d'extrapolation = {{unité|8.27|cm}}
* ''z'' = altitude depuis le centre du cœur
* ''r'' = rayon depuis l'axe du cœur (coordonnée polaire)
* Φ<sub>o</sub> = flux neutronique au centre du cœur
* Φ<sub>m</sub> = flux neutronique moyen
* <math> \Phi (r,z) = \Phi_o * J_o( 2,40491 * {r \over R + \lambda} ) * \cos{( \pi * { z \over H + 2 * \lambda } )} </math>
* Φ<sub>o</sub> = Φ<sub>m</sub> • Facteur radial • Facteur axial
Facteur total = Facteur axial • Facteur radial = 1,506 • 1,555 = 2,344

Le flux est nettement plus élevé au centre du cœur qu'en périphérie. Dans le cas d'un réacteur parallélépipédique si on néglige les effets de bord (λ = 0), le facteur total vaut (π / 2){{3}} soit 3,8758. En outre, le calcul simple présenté qui suppose un cœur homogène fait abstraction des effets locaux qui déforment le flux, tels que les « lames d'eau » entre [[Assemblage combustible|assemblages combustibles]] qui occasionnent une augmentation locale du flux thermique.

{{démonstration|contenu=
<br>
'''Forme axiale du flux :'''
* Flux moyen suivant l'axe vertical = Φ<sub>m</sub>
: <math> \Phi_m = {1 \over H} * \int_{-H/2}^{+H/2} \Phi (z) dz ~=~ \Phi_o * {1 \over H} * \int_{-H/2}^{+H/2} \cos{( \pi * { z \over H + 2 * \lambda } )}\, \mathrm dz </math>
: <math> \Phi_m = \Phi_o * {1 \over H} * \left({H + 2 * \lambda \over \pi}\right)* \left[ \sin{({\pi\over 2} * {+ H \over H + 2 * \lambda })} - \sin{( {\pi\over 2}* { - H \over H + 2 * \lambda })} \right]</math>
:<math> \Phi_m = \Phi_o * {2 \over \pi} * \left({H + 2 * \lambda \over H }\right)* \sin{({\pi\over 2} * { H \over H + 2 * \lambda })} ~=~ \Phi_o * 0,6638 </math>

* Φ<sub>m</sub> = Φ<sub>o</sub> • 0,6638
* Facteur axial = Flux au centre du cœur / Flux moyen suivant l'axe vertical = 1 / 0,66384 = 1,50639.
* Flux au sommet et au bas du cœur<ref group="Note" name="Flux à la frontière du coeur">Le flux thermique à la frontière du cœur est légèrement plus élevé du fait de l'effet du réflecteur ; le flux rapide est plus correctement décrit.</ref> : <br><math> \Phi_o * {2 \over \pi} * \left({H + 2 * \lambda \over H }\right)* \cos{( {\pi \over 2} * { H \over H + 2 * \lambda })} ~=~ \Phi_o * 0,06782 ~=~ \Phi_m * 0,1022 </math>.

'''Forme radiale du flux :'''
* Le flux moyen suivant un axe radial est obtenu par intégration de la fonction de Bessel ''J''<sub>o</sub> entre 0 et ''R'' / (''R'' + λ))= 2,281, d'où Φ<sub>m</sub> = Φ<sub>o</sub> • 0,6426.
* Facteur radial = (Flux au centre du cœur / Flux moyen suivant un axe radial) = 1/0,6426 = 1,556.
* Flux à la frontière périphérique du cœur = <br><math> \Phi_o * J_o(2,40491 * {R \over R + \lambda })= \Phi_o * J_o(2,40491 * {152 \over 152 + 8,27 }) = 0,0660 </math>. <br>La valeur du flux à la frontière du cœur dans le sens radial est très voisine de celle dans le sens axial<ref group="Note" name="Flux à la frontière du coeur"/>.
* Remarque : pour appréhender la forme radiale du flux, de façon simpliste, en s'affranchissant du calcul de la fonction de Bessel, il peut être commode de confondre le cœur cylindrique avec un parallélépipède de section carrée<ref group="Note">Les cœurs réels de petite dimension ont bien souvent une forme de parallélépipède de section carrée.</ref>. S'il n'y aucune direction particulière préférentielle venant de la forme réelle du cœur, le carré est orienté dans la direction qu'on considère.
** Côté équivalent du cœur = ''C'' = 269,4 cm.
** Flux moyen suivant un des axes du carré :
** :<math> \Phi_m = \Phi_o * {2 \over \pi} * \left({C + 2 * \lambda \over C }\right)* \sin{({\pi\over 2} * { C \over C + 2 * \lambda })} ~=~ \Phi_o * 0,6729 </math>.
** Flux à la frontière périphérique du cœur :<br /><math> \cos{(  { \pi \over 2 } * {C \over C + 2*\lambda })} = 0,09067 </math>.
** Le flux moyen est calculé correctement, en revanche le flux à la frontière du cœur est surestimé par la méthode simpliste.
}}

==== Flux thermique et flux rapide ====

La concentration moyenne du « gaz de neutrons thermiques » = 9,1878{{x10|7}} neutrons par centimètre carré est très faible comparée par exemple à celle d'un [[gaz parfait]] sous les [[conditions normales de température et pression]], soit [[Volume molaire|2,687{{x10|19}} molécules par centimètre cube]].

{{démonstration|contenu=
===== Domaine thermique =====
* Flux neutronique thermique moyen = 3,2{{x10|13}} neutrons par centimètre carré par seconde.
* Énergie des neutrons du flux thermique = ([[Constante de Boltzmann]]) * (Température absolue du milieu) = 1,38065{{x10|-23}} • (273,15 + 304,5) = 7,976{{x10|-21}} J = 7,976{{x10|-21}} / [[Charge élémentaire|1,602176565{{x10|-19}}]] = {{unité|0.04978|eV}}.
* Vitesse correspondante = Vitesse moyenne du spectre de Maxwell = 3 086 m/s.
* 0,04939 eV ≤ Énergie des neutrons thermiques < 100 eV.
* 3 090 m/s ≤ Vitesse des neutrons thermiques < 138 300 m/s.
* Vitesse moyenne thermique : 3 086 • 2 / π<sup>0,5</sup> = 3 482 m/s.
* Concentration des neutrons thermiques = Flux neutronique thermique moyen / Vitesse moyenne du domaine thermique = 3,2{{x10|13}} / {{formatnum:348200}} = '''9,2{{x10|7}} neutrons par centimètre cube'''
}}

Le flux rapide est environ deux fois plus élevé que le flux thermique. Toutefois, dans l'exemple présenté, la vitesse des neutrons du domaine rapide est plus de {{nobr|5 000 fois}} plus élevée que celle du flux thermique. On peut donc voir que la [[Fraction volumique|concentration volumique]] des neutrons rapides est très inférieure à celle des neutrons thermiques.

{{démonstration|contenu=

===== Domaine rapide =====
* '''Calcul du flux rapide - {{1re}} Méthode''' :
** Section efficace microscopique de fission de l'uranium 235 par un neutron rapide = 1,3 barn
** Section efficace microscopique de fission de l'uranium 238 par un neutron rapide = 0,5 barn
** Concentration des atomes d’uranium 235 = 1,6980{{x10|20}} atomes par centimètre cube
** Concentration des atomes d’uranium 238 = (72 367 - 1 760,93) • {{formatnum:1000}} /[[Uranium 238|238,0507826]] • ''N''<sub>A</sub> / 26,571{{x10|6}} = 6,722{{x10|21}} atomes par centimètre cube
** Section efficace macroscopique de fission rapide = 1,3{{x10|-24}} • 1,6980{{x10|20}} + 0,5{{x10|-24}} • 6,722{{x10|21}} = 0,003582 cm{{-1}}
** Nombre de fissions rapides  = Nombre de fissions totales - Nombre de fissions thermiques = 8,950{{x10|19}} - 8,365{{x10|19}} = 5,855{{x10|18}} fissions/s
** Nombre de fissions rapides par centimètre cube et par seconde = 5,855{{x10|18}} / 26,571{{x10|6}} = 2,204{{x10|11}} fissions par centimètre cube et par seconde
** Flux rapide = (Nombre de fissions rapides par centimètre cube et par seconde) / (Section efficace macroscopique de fission rapide) = 2,204{{x10|11}} / 0,003582 = '''6,152{{x10|13}} neutrons par centimètre cube et par seconde'''
* 100 eV ≤ Énergie des neutrons < Énergie des neutrons de fission = [[Fission nucléaire|4,8]] / [[Fission nucléaire|2,47]] = {{unité|1.9433|MeV}}
* Énergie moyenne du domaine rapide = 0,9717 MeV
* 138 300 m/s ≤ Vitesse rapide < 19 281 600 m/s
* Vitesse moyenne des neutrons du domaine rapide = {{unité|13630000|m/s}} (le flux rapide est alimenté par la source très importante que représente les neutrons rapides issus des fissions.)
* Concentration des neutrons rapides = Flux neutronique rapide moyen / Vitesse moyenne du domaine rapide = 6,152{{x10|13}} / 1,363{{x10|9}} = '''{{formatnum:45100}} neutrons par centimètre cube'''
* '''Calcul du flux rapide - Autre méthode''' :
** Source des neutrons de fission = 2,171{{x10|20}} neutrons par seconde
** Section de la sphère équivalente du cœur = 10,765 m2
** Le flux rapide est alors égal à la source que divise la section de la sphère équivalente, soit donc: 
*** Flux rapide = 2,171{{x10|20}} / (10,765 * 10^6) '''= 1,986 * 10^15 n / cm2 /s '''

* '''Le calcul par la deuxième méthode est certainement le plus correct''' pour les raisons suivantes
** Pas d' évaluation du facteur de fission rapide lequel est forcément entaché d'erreur
** Le calcul de la source totale de neutrons de fission est correct
** La valeur de la section équivalente du cœur est en revanche contestable mais une erreur de plus de 20 % sur la bonne valeur n'est pas possible

}}
 
===== Neutrons issus des fissions =====
* Source répartie des neutrons de fission = 8,320{{x10|12}} neutrons par centimètre cube et par seconde
* Énergie moyenne des neutrons de fission = [[Fission nucléaire|4,8 MeV]] / 2,47 = 1,943 MeV 
* Vitesse moyenne des neutrons de fission = {{unité|19282000|m/s}}
* Les neutrons issus des fissions alimentent le flux rapide au début du ralentissement avec un débit et une vitesse initiale (isotrope) très élevés.

==== Flux dans le [[Réflecteur de neutrons|réflecteur]] ====
{{démonstration|contenu=
===== Flux rapide dans le réflecteur =====
La forme du flux rapide évolue au {{1er|ordre}} dans le réflecteur suivant une loi simple : <math> \Phi = \Phi_1 * e^{-\mu_1 * r} </math>. Cette loi se raccorde à la frontière du cœur à la forme cosinusoïdale du flux dans le cœur, ce qui permet de déterminer la valeur de la constante Φ<sub>1</sub>.

La valeur de μ<sub>1</sub> dépend de la nature du [[Réflecteur de neutrons|réflecteur]], elle est à rapprocher de l'épaisseur 1/10 d'atténuation du rayonnement neutron en [[radioprotection]], elle est prise égale à 0,156 cm{{-1}} dans le cas de l'eau.

===== Flux thermique dans le réflecteur =====
[[File:FluxThermique.jpg|thumb|Forme du flux thermique dans le cœur et le réflecteur]]
La forme générale du flux thermique est la suivante : <br><math> \Phi = \Phi_2 * e^{-\mu_2 * r} - \Phi_3 * e^{-\mu_1 * r} </math>.
* Le premier terme correspond à l'atténuation du flux thermique dans le réflecteur.
* Le second terme représente l'apport au niveau thermique des neutrons rapides ralentis dans le réflecteur, d'où la valeur de Φ<sub>3</sub>.

La valeur de μ<sub>2</sub> est prise égale à 0,09 cm{{-1}}.

La {{pas clair|fonction de raccorde à la frontière du cœur à la forme cosinusoïdale du flux thermique dans le cœur}} ce qui détermine la valeur de Φ<sub>2</sub> 
}}
Le flux thermique présente une remontée dans le réflecteur et un maximum à une distance approximativement égale à <math>\sqrt{\tau}</math> de la frontière du cœur. <math>\tau</math> est l'aire de Fermi des neutrons thermiques, soit environ {{unité/2|41.01|cm|2}} dans le cas des réacteurs à [[eau]] ordinaire ; <math>\sqrt{\tau}=6,4 \ \mathrm{cm}</math> ; cette valeur est à rapprocher de l'économie de réflecteur (distance d'extrapolation des flux thermique et rapide) égale à {{unité/2|8.27|cm}}. En résumé : le « passage à zéro » du flux rapide à {{unité/2|8.27|cm}} de la frontière du cœur induit un maximum de flux thermique à {{unité/2|6.4|cm}}.

== Autres grandeurs neutroniques ==

=== Densité angulaire ===
<math>n(\vec{r},E,\vec{\Omega},t)</math> désigne un [[nombre de neutrons]] dans le volume <math>d^{3} \vec{r}</math> autour de <math>\vec{r}</math> d'énergie <math>E</math> dont le vecteur vitesse pointe suivant l'angle solide <math>\vec{\Omega}</math> à <math>d^{3} \vec{\Omega}</math> près à l'instant <math>t</math>.

=== Flux angulaire ===

<math>\psi(\vec{r},E,\vec{\Omega},t) = v n(\vec{r},E,\vec{\Omega},t)</math>

Le flux angulaire mesure un nombre de particules par centimètre carré et par seconde. C'est la [[distribution angulaire]] du flux scalaire.

=== Flux scalaire ===

<math>\phi(\vec{r},E,t) = \int_{4\pi} d\vec{\Omega} \psi(\vec{r},E,\vec{\Omega},t) </math>
Le flux scalaire est l'unité la plus couramment utilisée en neutronique. Le flux scalaire mesure un nombre de particules par centimètre carré et par seconde.

== Notes == 
<references group="Note"/>

== Références ==
<references />

{{Portail|physique|nucléaire}}

[[Catégorie:Physique nucléaire]]
[[Catégorie:Neutron]]