QCM : Bases de l’ingénierie nucléaire — 50 questions

Questions et réponses du QCM

1. La classification française des déchets radioactifs repose notamment sur :

La dose externe reçue et la proportion de plutonium contenue dans chaque colis.
L’activité massique exprimée en becquerels par gramme et la période radioactive.
La masse totale exprimée en kilogrammes et la puissance résiduelle exprimée en mégawatts.
La concentration en uranium et le nombre d’années écoulées depuis son conditionnement.
La température du déchet et sa distance de stockage par rapport au réacteur.

L’activité massique exprimée en becquerels par gramme et la période radioactive.

Explication

La classification repose sur l’activité massique, exprimée en Bq/g, et sur la période radioactive. La limite entre vie courte et vie longue est fixée à 31 ans ; les autres critères proposés ne constituent pas cette base de classification.

2. Une filière de réacteur est caractérisée par :

L’association de ces paramètres pour définir la filière nucléaire.
Le fluide caloporteur assurant le transport de chaleur.
Le modérateur utilisé pour ralentir les neutrons.
L’énergie des neutrons intervenant dans le fonctionnement.
La nature du combustible utilisé dans le réacteur.

L’association de ces paramètres pour définir la filière nucléaire. · Le fluide caloporteur assurant le transport de chaleur. · Le modérateur utilisé pour ralentir les neutrons. · L’énergie des neutrons intervenant dans le fonctionnement. · La nature du combustible utilisé dans le réacteur.

Explication

La filière d’un réacteur se définit par le combustible, l’énergie des neutrons, le caloporteur et le modérateur. L’association de ces caractéristiques permet de distinguer les différentes filières nucléaires.

3. Parmi les propositions suivantes concernant une centrale électrique, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

Une centrale électrique produit de l’électricité à partir de la fission de l’uranium 238.
Une centrale électrique correspond à un dispositif destiné à stocker l’électricité.
Une centrale électrique transforme une source d’énergie en électricité.
Une centrale nucléaire constitue une installation de production électrique.
Une centrale électrique produit nécessairement de l’électricité par combustion.

Une centrale électrique transforme une source d’énergie en électricité. · Une centrale nucléaire constitue une installation de production électrique.

Explication

Une centrale électrique est une installation qui produit de l’électricité à partir d’une source d’énergie, ce qui inclut une centrale nucléaire. Une centrale nucléaire utilise la fission de l’uranium 235, et non celle de l’uranium 238. La combustion du charbon n’est pas le principe de toute centrale électrique, et une centrale n’est pas définie comme un dispositif de stockage.

4. Une hausse du prix spot de l’électricité peut notamment s’expliquer par :

La dernière centrale mobilisée pour ajuster l’offre à la demande.
Le coût de la centrale marginale appelée pour équilibrer le système.
La fixation du prix spot par la centrale produisant le moins cher.
Le lien entre le prix spot et la centrale marginale.
Le coût moyen de toutes les centrales disponibles sur le marché.

La dernière centrale mobilisée pour ajuster l’offre à la demande. · Le coût de la centrale marginale appelée pour équilibrer le système. · Le lien entre le prix spot et la centrale marginale.

Explication

Le prix spot est fortement lié au coût de la dernière centrale appelée pour équilibrer l’offre et la demande. Il ne correspond ni à la moyenne de toutes les centrales ni nécessairement au coût de la centrale la moins chère.

5. Concernant les seuils d’activité massique des déchets radioactifs :

Les déchets HA présentent une activité massique comprise entre 1 MBq/g et 1 GBq/g.
Les déchets TFA présentent une activité massique inférieure à 100 Bq/g.
Les déchets FA se situent entre 1 MBq/g et 1 GBq/g.
Les déchets MA se situent entre 1 MBq/g et 1 GBq/g.
Les déchets TFA présentent une activité massique comprise entre 100 Bq/g et 1 MBq/g.

Les déchets TFA présentent une activité massique inférieure à 100 Bq/g. · Les déchets MA se situent entre 1 MBq/g et 1 GBq/g.

Explication

Les déchets TFA sont sous 100 Bq/g et les déchets MA se situent entre 1 MBq/g et 1 GBq/g. Les déchets FA sont compris entre 100 Bq/g et 1 MBq/g, tandis que les déchets HA dépassent 1 GBq/g.

6. Concernant la composition isotopique de l’uranium naturel :

L’uranium naturel contient des proportions égales d’uranium 235 et 238.
L’uranium 235 constitue environ 7 % de l’uranium naturel.
L’uranium naturel contient environ 0,7 % d’uranium 238.
L’uranium naturel contient environ 99,3 % d’uranium 235.
L’uranium naturel contient environ 99,3 % d’uranium 238.

L’uranium naturel contient environ 99,3 % d’uranium 238.

Explication

L’uranium naturel est composé d’environ 99,3 % d’uranium 238 et 0,7 % d’uranium 235. Les autres répartitions proposées inversent ou déforment ces proportions.

7. À propos de l’ASNR, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

L’ASNR a été créée par la loi du 21 juin 2024.
L’ASNR est opérationnelle depuis le 1er janvier 2025.
L’ASNR sépare l’expertise de l’IRSN de la décision de l’ASN.
L’ASNR conserve l’ancien partage institutionnel entre l’IRSN et l’ASN.
L’ASNR regroupe des fonctions d’expertise et de décision.

L’ASNR a été créée par la loi du 21 juin 2024. · L’ASNR est opérationnelle depuis le 1er janvier 2025. · L’ASNR regroupe des fonctions d’expertise et de décision.

Explication

L’ASNR a été créée par la loi du 21 juin 2024 et fonctionne depuis le 1er janvier 2025. Elle réunit l’expertise auparavant assurée par l’IRSN et la décision relevant de l’ASN, contrairement aux deux propositions décrivant un maintien de l’ancien partage.

8. Concernant la distinction entre cycles ouvert et semi-fermé, quelles propositions sont exactes ?

Dans un cycle semi-fermé, le plutonium du combustible usé peut être séparé et valorisé.
Dans un cycle semi-fermé, le combustible usé est traité comme un déchet ultime sans valorisation.
Dans un cycle ouvert, le combustible usé est retraité pour produire du combustible réutilisable.
Dans un cycle semi-fermé, l’uranium du combustible usé peut être séparé et valorisé.
Dans un cycle ouvert, le combustible usé est considéré comme un déchet ultime.

Dans un cycle semi-fermé, le plutonium du combustible usé peut être séparé et valorisé. · Dans un cycle semi-fermé, l’uranium du combustible usé peut être séparé et valorisé. · Dans un cycle ouvert, le combustible usé est considéré comme un déchet ultime.

Explication

Le cycle ouvert considère le combustible usé comme un déchet ultime. Le cycle semi-fermé sépare et valorise l’uranium et le plutonium ; les deux dernières propositions inversent donc la distinction entre ces cycles.

9. Concernant une réaction en chaîne caractérisée par q>1q>1, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

La puissance du réacteur reste indépendante du contrôle de la réaction.
Le nombre de fissions croît de manière exponentielle.
Une valeur de q>1q>1 entraîne une diminution progressive des neutrons.
Le nombre de neutrons augmente au fil des générations.
Le pilotage de la puissance nécessite de contrôler la réaction en chaîne.

Le nombre de fissions croît de manière exponentielle. · Le nombre de neutrons augmente au fil des générations. · Le pilotage de la puissance nécessite de contrôler la réaction en chaîne.

Explication

Lorsque q>1q>1, le nombre de neutrons et de fissions augmente exponentiellement. Cette croissance impose de contrôler la réaction en chaîne afin de piloter la puissance du réacteur; elle ne provoque pas une diminution des neutrons.

10. Parmi les propositions suivantes concernant le circuit primaire d’un REP, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

La température de l’eau primaire atteint environ 311 °C.
L’eau primaire transporte la chaleur vers le générateur de vapeur.
L’eau primaire reste liquide dans les conditions de fonctionnement indiquées.
L’eau primaire circule à environ 155 bar dans le réacteur.
L’eau primaire quitte le générateur de vapeur sous forme de vapeur motrice.

La température de l’eau primaire atteint environ 311 °C. · L’eau primaire transporte la chaleur vers le générateur de vapeur. · L’eau primaire reste liquide dans les conditions de fonctionnement indiquées. · L’eau primaire circule à environ 155 bar dans le réacteur.

Explication

Le circuit primaire contient de l’eau liquide à environ 155 bar et 311 °C. Cette eau transporte la chaleur du réacteur vers le générateur de vapeur, sans devenir la vapeur qui entraîne la turbine.

11. À propos de la notion de noyau fissile, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

Un noyau fissile nécessite des neutrons rapides pour fissionner.
La fissilité désigne la capacité à capturer un neutron thermique.
L’uranium 235 est décrit comme capturant les neutrons thermiques.
Un noyau fissile peut subir une fission après interaction avec un neutron thermique.
L’uranium 235 est présenté comme fissile avec des neutrons thermiques.

Un noyau fissile peut subir une fission après interaction avec un neutron thermique. · L’uranium 235 est présenté comme fissile avec des neutrons thermiques.

Explication

Un noyau fissile peut fissionner sous l’action d’un neutron thermique, et l’uranium 235 possède cette propriété. Dans le cours présenté, l’uranium 238 est associé à la capture des neutrons thermiques, tandis que la fissilité ne désigne pas la capacité à capturer un neutron et ne nécessite pas des neutrons rapides.

12. Concernant le combustible MOX, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

Sa teneur moyenne en plutonium est d’environ 8,65 %.
Le MOX contient en moyenne 20 % de plutonium.
Le MOX est composé d’oxyde d’uranium et d’oxyde de plutonium.
Le combustible MOX est constitué d’uranium métallique et de plutonium métallique.
La matière fissile représente environ 15 à 20 % du combustible MOX.

Sa teneur moyenne en plutonium est d’environ 8,65 %. · Le MOX est composé d’oxyde d’uranium et d’oxyde de plutonium.

Explication

Le MOX associe UO₂ et PuO₂, avec une teneur moyenne en plutonium d’environ 8,65 %. Sa matière fissile représente environ 4 à 5 %, et sa composition repose sur des oxydes plutôt que sur des métaux.

13. Un système électrique comparant productions pilotables et productions fatales présente les caractéristiques suivantes :

Le nucléaire appartient aux productions fatales en raison de sa dépendance météorologique.
Une production pilotable est disponible à la demande.
Une production fatale est limitée par l’intermittence ou l’absence de contrôle.
L’éolien et le solaire sont classés parmi les productions fatales.
Une production fatale peut être mobilisée à volonté pour suivre chaque variation de demande.

Une production pilotable est disponible à la demande. · Une production fatale est limitée par l’intermittence ou l’absence de contrôle. · L’éolien et le solaire sont classés parmi les productions fatales.

Explication

Une production pilotable peut être rendue disponible à la demande, tandis qu’une production fatale est non maîtrisable du fait de l’intermittence ou de l’absence de contrôle. Le nucléaire est pilotable, alors que l’éolien et le solaire sont fatals ; une production fatale ne se mobilise donc pas à volonté.

14. Concernant le programme EPR2, quelles sont les réponses exactes au sujet de ses caractéristiques ?

Le programme prévoit six réacteurs répartis entre Penly, Gravelines et Bugey.
Penly fait partie des sites retenus pour les six premiers EPR2.
Gravelines et Bugey figurent également parmi les sites retenus.
Le programme prévoit huit réacteurs supplémentaires en option.
Chaque réacteur EPR2 doit fournir 1670 MWe.

Le programme prévoit six réacteurs répartis entre Penly, Gravelines et Bugey. · Penly fait partie des sites retenus pour les six premiers EPR2. · Gravelines et Bugey figurent également parmi les sites retenus. · Le programme prévoit huit réacteurs supplémentaires en option. · Chaque réacteur EPR2 doit fournir 1670 MWe.

Explication

Le programme EPR2 prévoit six réacteurs à Penly, Gravelines et Bugey, avec huit unités supplémentaires en option. La puissance unitaire prévue est de 1670 MWe, et les trois sites cités font partie du programme initial.

15. Concernant le parc nucléaire mondial au 25 juin 2026, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

220 réacteurs nucléaires sont considérés comme arrêtés.
La puissance totale des réacteurs en fonctionnement atteint 379,4 GWe.
415 réacteurs sont actuellement en construction dans 31 pays.
415 réacteurs nucléaires fonctionnent dans 31 pays.
73 réacteurs nucléaires sont en construction à cette date.

220 réacteurs nucléaires sont considérés comme arrêtés. · La puissance totale des réacteurs en fonctionnement atteint 379,4 GWe. · 415 réacteurs nucléaires fonctionnent dans 31 pays. · 73 réacteurs nucléaires sont en construction à cette date.

Explication

Au 25 juin 2026, 415 réacteurs fonctionnent dans 31 pays pour 379,4 GWe. Le bilan distingue également 73 réacteurs en construction et 220 arrêtés ; le nombre de réacteurs en construction n’est donc pas 415.

16. Concernant la conversion thermodynamique de l’électricité :

L’alternateur convertit le travail mécanique en énergie électrique.
La machine thermique convertit la chaleur reçue en travail mécanique.
L’alternateur fournit d’abord le travail mécanique à la machine thermique.
Dans une centrale thermique, la conversion comporte une étape mécanique intermédiaire.
La turbine transforme directement le travail mécanique en chaleur utile.

L’alternateur convertit le travail mécanique en énergie électrique. · La machine thermique convertit la chaleur reçue en travail mécanique. · Dans une centrale thermique, la conversion comporte une étape mécanique intermédiaire.

Explication

La machine thermique transforme la chaleur en travail mécanique, puis l’alternateur transforme ce travail en électricité. La turbine ne produit pas directement de la chaleur et l’alternateur ne fournit pas le travail à la machine thermique.

17. Le générateur de vapeur d’un REP assure notamment les fonctions suivantes :

Il mélange l’eau primaire et l’eau secondaire pendant le transfert thermique.
Il transfère la chaleur du fluide primaire vers l’eau secondaire.
Il transforme directement la vapeur secondaire en électricité.
Il refroidit le fluide primaire par évaporation dans le circuit primaire.
Il vaporise l’eau du circuit secondaire grâce à la chaleur reçue.

Il transfère la chaleur du fluide primaire vers l’eau secondaire. · Il vaporise l’eau du circuit secondaire grâce à la chaleur reçue.

Explication

Le générateur de vapeur transmet la chaleur du fluide primaire à l’eau secondaire et vaporise cette dernière. Il ne mélange pas les deux eaux et ne produit pas directement l’électricité.

18. En matière de politique nucléaire française, quelle(s) est(sont) la(les) proposition(s) exacte(s) ?

La décision française de 1969 est prise par le général de Gaulle.
Le choix français des REP intervient sous la présidence de Georges Pompidou.
Georges Pompidou choisit la filière américaine des REP en novembre 1969.
La France choisit la filière REP au mois d’octobre 1945.
La filière américaine choisie en 1969 correspond à des réacteurs à neutrons rapides.

Le choix français des REP intervient sous la présidence de Georges Pompidou. · Georges Pompidou choisit la filière américaine des REP en novembre 1969.

Explication

En novembre 1969, le président Georges Pompidou choisit pour la France la filière américaine des réacteurs à eau pressurisée. Cette décision ne concerne ni les réacteurs à neutrons rapides, ni la période de création du CEA en 1945.

19. Concernant l’équilibre du réseau électrique, la(les) proposition(s) est(sont) exacte(s) ?

Le réseau reste stable lorsqu’une production durablement inférieure à la demande apparaît.
L’égalité entre demande et production doit être respectée surtout pendant les périodes hivernales.
Un déséquilibre important peut provoquer l’effondrement du réseau.
La demande et la production électriques doivent être égales à chaque instant.
Un blackout peut résulter d’une rupture de l’équilibre entre production et demande.

Un déséquilibre important peut provoquer l’effondrement du réseau. · La demande et la production électriques doivent être égales à chaque instant. · Un blackout peut résulter d’une rupture de l’équilibre entre production et demande.

Explication

La stabilité du réseau exige l’égalité entre la demande et la production à chaque instant. Cette exigence concerne toutes les périodes de l’année, car la demande varie selon les saisons, les jours et les heures. Un déséquilibre important peut provoquer l’effondrement du réseau et entraîner un blackout.

20. Concernant l’évolution du nombre de neutrons dans une réaction en chaîne :

Le nombre de neutrons de la génération suivante dépend de celui de la génération précédente.
Le facteur qq représente le nombre de neutrons produits par une fission.
Une fission crée généralement deux à trois neutrons.
Chaque fission crée généralement un seul neutron.
Le nombre de neutrons suit la relation Xn+1=qXnX_{n+1}=qX_n.

Le nombre de neutrons de la génération suivante dépend de celui de la génération précédente. · Une fission crée généralement deux à trois neutrons. · Le nombre de neutrons suit la relation $$X_{n+1}=qX_n$$.

Explication

Une fission crée généralement deux à trois neutrons et l’évolution générationnelle suit Xn+1=qXnX_{n+1}=qX_n. Le nombre de neutrons d’une génération dépend de celui de la génération précédente, tandis que le facteur qq intervient dans cette relation et ne correspond pas au nombre de neutrons produits par une fission individuelle.

21. À propos du bouquet électrique mondial en 2023 :

La production électrique mondiale atteignait 30 121 TWh.
Le nucléaire représentait 62,7 % de la production électrique mondiale.
Le nucléaire représentait 9,1 % de la production mondiale.
Le thermique à flamme représentait 62,7 % de la production mondiale.
Le thermique à flamme dominait le bouquet électrique mondial.

La production électrique mondiale atteignait 30 121 TWh. · Le nucléaire représentait 9,1 % de la production mondiale. · Le thermique à flamme représentait 62,7 % de la production mondiale. · Le thermique à flamme dominait le bouquet électrique mondial.

Explication

En 2023, la production mondiale était de 30 121 TWh, dont 62,7 % issus du thermique à flamme et 9,1 % du nucléaire. Le nucléaire ne constituait donc pas la majorité du bouquet mondial.

22. Quelles sont les réponses exactes au sujet du circuit secondaire d’un REP ?

La vapeur du secondaire entraîne la turbine du réacteur.
Le condenseur liquéfie l’eau après son passage dans la turbine.
Le condenseur vaporise l’eau avant son retour dans le cycle.
L’eau liquéfiée retourne ensuite dans le circuit secondaire.
La turbine entraîne mécaniquement l’alternateur.

La vapeur du secondaire entraîne la turbine du réacteur. · Le condenseur liquéfie l’eau après son passage dans la turbine. · L’eau liquéfiée retourne ensuite dans le circuit secondaire. · La turbine entraîne mécaniquement l’alternateur.

Explication

La vapeur entraîne la turbine, qui fait tourner l’alternateur. Après son passage, le condenseur liquéfie l’eau, laquelle retourne dans le cycle ; il ne la vaporise pas.

23. Parmi les propositions suivantes concernant le bouquet électrique français de 2024, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

Le thermique à flamme dépassait la production nucléaire.
L’hydraulique constituait 66,8 % de la production électrique française.
Le nucléaire représentait 66,8 % de la production électrique française.
Le solaire photovoltaïque représentait 4,1 % de la production française.
La production électrique française atteignait 569,5 TWh.

Le nucléaire représentait 66,8 % de la production électrique française. · Le solaire photovoltaïque représentait 4,1 % de la production française. · La production électrique française atteignait 569,5 TWh.

Explication

La France a produit 569,5 TWh en 2024, dont 66,8 % nucléaires et 4,1 % solaires photovoltaïques. L’hydraulique représentait 13,6 % et le thermique à flamme 6,8 %, loin derrière le nucléaire.

24. Une installation de puissance E˙\dot{E} fonctionnant avec un facteur de charge ff produit annuellement une énergie qui :

est calculée par E=E˙/(fΔt)E=\dot{E}/(f\Delta t) selon la définition du facteur de charge.
diminue si le facteur de charge baisse, à puissance et durée constantes.
vérifie la relation E=fE˙ΔtE=f\dot{E}\Delta t sur la durée considérée.
est indépendante de la durée considérée lorsque la puissance est fixée.
augmente avec la puissance installée lorsque le facteur de charge et la durée restent constants.

diminue si le facteur de charge baisse, à puissance et durée constantes. · vérifie la relation $$E=f\dot{E}\Delta t$$ sur la durée considérée. · augmente avec la puissance installée lorsque le facteur de charge et la durée restent constants.

Explication

L’énergie produite vérifie E=fE˙ΔtE=f\dot{E}\Delta t. Elle diminue lorsque le facteur de charge baisse à puissance et durée constantes, et augmente avec la puissance installée ; elle dépend aussi de la durée, contrairement aux formulations proposées.

25. Le parc électronucléaire français comprend :

Vingt réacteurs P4 français développent chacun 1450 MWe.
Le parc français compte 32 réacteurs de 1300 MWe.
Un EPR de 1650 MWe fait partie du parc électronucléaire français.
Les 57 REP français sont répartis dans 20 CNPE.
Quatre réacteurs N4 français développent chacun 1300 MWe.

Un EPR de 1650 MWe fait partie du parc électronucléaire français.

Explication

Le parc comprend un EPR de 1650 MWe. Les quatre N4 sont à 1450 MWe, les vingt P4 à 1300 MWe, les 32 réacteurs à 900 MWe, et les 57 REP sont répartis dans 18 CNPE.

26. Parmi les propositions suivantes concernant le rendement d’une machine thermique, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

Une machine thermique peut transformer toute la chaleur reçue en travail.
Le rendement s’exprime par le rapport du travail fourni à la chaleur reçue.
Le rendement compare l’énergie utile à l’énergie payée.
L’expression thermodynamique du rendement est η=−WQ1\eta=\frac{-W}{Q_1}.
Le rendement d’une machine thermique reste inférieur à 100 %.

Le rendement s’exprime par le rapport du travail fourni à la chaleur reçue. · Le rendement compare l’énergie utile à l’énergie payée. · L’expression thermodynamique du rendement est $$\eta=\frac{-W}{Q_1}$$. · Le rendement d’une machine thermique reste inférieur à 100 %.

Explication

Le rendement est le rapport de l’énergie utile à l’énergie fournie, soit η=−WQ1\eta=\frac{-W}{Q_1} pour une machine thermique. Il reste inférieur à 100 %, car toute la chaleur reçue ne peut pas être convertie en travail.

27. Concernant la production d’électricité nucléaire, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

Une centrale nucléaire produit de l’électricité grâce à la fission de l’uranium 235.
La fission nucléaire distingue la centrale nucléaire de la centrale à flamme.
Une centrale à flamme produit son énergie par combustion chimique.
La production nucléaire est pilotable et non-carbonée en exploitation.
Le nucléaire constitue un mode de production électrique thermique et non-renouvelable.

Une centrale nucléaire produit de l’électricité grâce à la fission de l’uranium 235. · La fission nucléaire distingue la centrale nucléaire de la centrale à flamme. · Une centrale à flamme produit son énergie par combustion chimique. · La production nucléaire est pilotable et non-carbonée en exploitation. · Le nucléaire constitue un mode de production électrique thermique et non-renouvelable.

Explication

La centrale nucléaire utilise la fission de l’uranium 235, contrairement à la combustion chimique d’une centrale à flamme. Le nucléaire est thermique, non-renouvelable, pilotable et non-carboné pendant son exploitation.

28. L’amont du cycle du combustible comprend :

La concentration du minerai appartient aux opérations de l’amont.
L’extraction du minerai uranifère fait partie de l’amont du cycle.
La conversion et l’enrichissement interviennent dans l’amont du cycle.
Le stockage définitif des déchets constitue une étape de l’amont.
Le démantèlement des réacteurs correspond à une étape de l’amont.

La concentration du minerai appartient aux opérations de l’amont. · L’extraction du minerai uranifère fait partie de l’amont du cycle. · La conversion et l’enrichissement interviennent dans l’amont du cycle.

Explication

L’amont transforme le minerai en combustible par extraction, concentration, conversion, enrichissement et fabrication. Le stockage des déchets et le démantèlement relèvent de l’aval ou d’autres activités, et non de cette succession d’opérations.

29. La formation du plutonium 239 à partir de l’uranium 238 repose sur :

Une capture neutronique par l’uranium 238 intervient au début de la transformation.
Le neptunium 239 devient ensuite du plutonium 239 par désintégration bêta.
La transformation nucléaire comporte trois désintégrations bêta successives.
L’uranium 238 devient directement du plutonium 239 après une seule désintégration.
L’uranium 239 se transforme en neptunium 239 par désintégration bêta.

Une capture neutronique par l’uranium 238 intervient au début de la transformation. · Le neptunium 239 devient ensuite du plutonium 239 par désintégration bêta. · L’uranium 239 se transforme en neptunium 239 par désintégration bêta.

Explication

Le plutonium 239 se forme après capture neutronique sur l’uranium 238, puis deux désintégrations bêta successives. L’uranium 239 devient d’abord neptunium 239, puis plutonium 239 ; il ne s’agit donc ni d’une transformation directe ni de trois désintégrations bêta.

30. Parmi les activités d’ORANO, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

ORANO limite son activité au fonctionnement des réacteurs nucléaires.
ORANO intervient dans le retraitement et la gestion des déchets.
ORANO participe à la conversion et à l’enrichissement de l’uranium.
ORANO intervient dans les activités minières de l’amont du cycle.
ORANO contribue à la fabrication du combustible nucléaire.

ORANO intervient dans le retraitement et la gestion des déchets. · ORANO participe à la conversion et à l’enrichissement de l’uranium. · ORANO intervient dans les activités minières de l’amont du cycle. · ORANO contribue à la fabrication du combustible nucléaire.

Explication

ORANO intervient dans les mines, la conversion, l’enrichissement et la fabrication du combustible. Il participe aussi à l’aval du cycle, notamment au retraitement et aux déchets, mais le fonctionnement des réacteurs ne constitue pas son domaine décrit ici.

31. Concernant la distinction entre cycles direct et indirect, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

Un échangeur intervient pour transférer la chaleur dans un cycle indirect.
Dans un cycle direct, un fluide caloporteur sépare nécessairement les deux fluides.
Dans un cycle indirect, un fluide caloporteur transmet la chaleur au fluide thermodynamique.
Dans un cycle direct, le fluide thermodynamique touche directement la source chaude.
Le cycle indirect distingue le fluide caloporteur du fluide thermodynamique.

Un échangeur intervient pour transférer la chaleur dans un cycle indirect. · Dans un cycle indirect, un fluide caloporteur transmet la chaleur au fluide thermodynamique. · Dans un cycle direct, le fluide thermodynamique touche directement la source chaude. · Le cycle indirect distingue le fluide caloporteur du fluide thermodynamique.

Explication

Le cycle direct met directement le fluide thermodynamique en contact avec la source chaude. Dans le cycle indirect, un fluide caloporteur transmet la chaleur par un échangeur et reste distinct du fluide thermodynamique.

32. Concernant le procédé PUREX, quelle(s) est(sont) la(les) proposition(s) exacte(s) ?

PUREX sépare notamment le plutonium des actinides présents dans le combustible usé.
PUREX transforme les produits de fission en uranium réutilisable.
L’acronyme PUREX désigne un procédé de stockage des déchets ultimes.
L’acronyme PUREX signifie Plutonium and Uranium Recycling by Extraction.
PUREX sépare notamment l’uranium des produits de fission.

PUREX sépare notamment le plutonium des actinides présents dans le combustible usé. · PUREX sépare notamment l’uranium des produits de fission.

Explication

Le procédé PUREX, pour « Plutonium and Uranium Refining by Extraction », sépare notamment l’uranium et le plutonium des produits de fission et des actinides. Il s’agit d’un procédé de séparation, non d’un stockage ni d’une transformation des produits de fission.

33. Quelles sont les réponses exactes au sujet du second principe appliqué aux machines thermiques ?

Une conversion intégrale de la chaleur reçue en travail est incompatible avec ce principe.
Le rendement d’une machine thermique productrice de travail est inférieur à 100 %.
Sadi Carnot a établi qu’une machine thermique pouvait atteindre 100 % de rendement.
Une machine thermique productrice de travail fonctionne sans échange avec une source froide.
Une machine thermique produisant du travail rejette de la chaleur vers une source froide.

Une conversion intégrale de la chaleur reçue en travail est incompatible avec ce principe. · Le rendement d’une machine thermique productrice de travail est inférieur à 100 %. · Une machine thermique produisant du travail rejette de la chaleur vers une source froide.

Explication

Le second principe impose un rejet de chaleur vers une source froide et interdit un rendement de 100 %. Sadi Carnot n’a pas établi la possibilité d’un rendement parfait, et une source froide est nécessaire au fonctionnement décrit.

34. Après irradiation, quelles sont les caractéristiques approximatives de la composition du combustible usé ?

L’uranium 238 représente environ 94 % de la composition du combustible usé.
Les produits de fission représentent environ 10 % de la composition du combustible usé.
L’uranium 235 représente environ 5 % de la composition du combustible usé.
Les actinides mineurs représentent environ 5 % de la composition du combustible usé.
Le plutonium constitue environ 1 % de la composition du combustible usé.

L’uranium 238 représente environ 94 % de la composition du combustible usé. · Le plutonium constitue environ 1 % de la composition du combustible usé.

Explication

Le combustible usé contient environ 94 % d’uranium 238 et 1 % de plutonium. Les produits de fission représentent environ 3,4 %, tandis que l’uranium 235 et les actinides mineurs sont chacun proches de 1 %.

35. Concernant les interactions de neutrons thermiques avec les isotopes de l’uranium :

L’uranium 235 subit environ 85 % de fissions avec ces neutrons.
La capture par l’uranium 238 conduit directement à l’uranium 235.
L’uranium 235 subit environ 15 % de captures avec ces neutrons.
L’uranium 238 fissionne majoritairement après capture d’un neutron thermique.
L’uranium 235 subit environ 85 % de captures avec ces neutrons.

L’uranium 235 subit environ 85 % de fissions avec ces neutrons. · L’uranium 235 subit environ 15 % de captures avec ces neutrons.

Explication

Avec des neutrons thermiques, l’uranium 235 connaît environ 15 % de captures et 85 % de fissions. L’uranium 238 capture ces neutrons, ce qui conduit à l’uranium 239, et non à une fission majoritaire ni à l’uranium 235.

36. Les différents rôles de production selon le profil de consommation comprennent :

La production de base répond principalement aux deux maxima journaliers.
La semi-base accompagne les pics prévisibles de consommation.
La production de base répond à une consommation régulière.
La production de pointe répond aux demandes élevées et soudaines.
La semi-base couvre les consommations régulières indépendamment des pics.

La semi-base accompagne les pics prévisibles de consommation. · La production de base répond à une consommation régulière. · La production de pointe répond aux demandes élevées et soudaines.

Explication

La production de base répond à une consommation régulière, tandis que la semi-base accompagne les pics prévisibles et que la production de pointe répond aux demandes élevées et soudaines. Les deux maxima journaliers correspondent à des pics de demande, et ne caractérisent donc pas le rôle principal de la production de base. La semi-base ne couvre pas les consommations régulières indépendamment des pics.

37. Un procédé transforme 8 kg d’uranium naturel à 0,7 % en uranium enrichi et uranium appauvri. Quelles propositions décrivent correctement le bilan ?

La masse totale obtenue après transformation est de 8 kg.
Le procédé produit 1 kg d’uranium enrichi à 3,7 %.
L’uranium naturel introduit contient 0,7 % d’uranium 235.
L’uranium enrichi obtenu présente une teneur supérieure à celle du minerai naturel.
Le procédé produit 7 kg d’uranium appauvri à 0,25 %.

La masse totale obtenue après transformation est de 8 kg. · Le procédé produit 1 kg d’uranium enrichi à 3,7 %. · L’uranium naturel introduit contient 0,7 % d’uranium 235. · L’uranium enrichi obtenu présente une teneur supérieure à celle du minerai naturel. · Le procédé produit 7 kg d’uranium appauvri à 0,25 %.

Explication

L’enrichissement transforme typiquement 8 kg d’uranium naturel à 0,7 % en 1 kg à 3,7 % et 7 kg à 0,25 %. Le bilan massique reste donc de 8 kg, et la teneur en uranium 235 du produit enrichi dépasse celle de l’uranium naturel.

38. Concernant le renouvellement du combustible dans un REP, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

Les assemblages combustibles sont renouvelés par tiers tous les 12 à 18 mois.
L’arrêt programmé nécessaire au renouvellement s’étend généralement sur quatre à cinq mois.
Chaque arrêt programmé de tranche consacré au renouvellement dure environ six mois.
Le renouvellement par tiers concerne les assemblages après environ dix années d’irradiation.
Un assemblage combustible est remplacé après environ quatre années d’utilisation.

Les assemblages combustibles sont renouvelés par tiers tous les 12 à 18 mois. · Un assemblage combustible est remplacé après environ quatre années d’utilisation.

Explication

Le renouvellement concerne un tiers des assemblages tous les 12 à 18 mois, et chaque assemblage est changé après environ quatre ans. L’arrêt programmé dure environ un à deux mois, et non plusieurs mois ou années.

39. Quelles sont les stratégies de fin de vie d’une installation nucléaire ?

La mise en tombeau constitue une stratégie de fin de vie de l’installation.
Le démantèlement peut être réalisé après une phase d’attente destinée à réduire la radioactivité.
Le démantèlement immédiat peut être engagé après l’arrêt de l’installation.
Le démantèlement différé intervient après une période de décroissance radioactive.
La fin de vie d’une installation comprend une stratégie fondée sur le retraitement du combustible usé.

La mise en tombeau constitue une stratégie de fin de vie de l’installation. · Le démantèlement peut être réalisé après une phase d’attente destinée à réduire la radioactivité. · Le démantèlement immédiat peut être engagé après l’arrêt de l’installation. · Le démantèlement différé intervient après une période de décroissance radioactive.

Explication

Les trois stratégies sont le démantèlement immédiat, le démantèlement différé après décroissance radioactive et la mise en tombeau. Une phase d’attente peut donc précéder le démantèlement différé, tandis que le retraitement du combustible n’est pas une stratégie de fin de vie de l’installation.

40. L’uranium de retraitement et sa conversion en uranium réenrichi se caractérisent par :

L’uranium de retraitement contient environ 1 % d’uranium 235.
L’URE obtenue après réenrichissement contient environ 1 % d’uranium 235.
Il peut être réenrichi pour produire une URE contenant 3 à 4 % d’uranium 235.
En France, 30 % de l’uranium de retraitement est réenrichi.
Le réenrichissement transforme l’uranium de retraitement en plutonium utilisable.

L’uranium de retraitement contient environ 1 % d’uranium 235. · Il peut être réenrichi pour produire une URE contenant 3 à 4 % d’uranium 235.

Explication

L’uranium de retraitement contient environ 1 % d’uranium 235 et peut être réenrichi pour produire une URE à 3 à 4 %. L’URE n’a pas une teneur d’environ 1 % et le réenrichissement ne produit pas du plutonium. En France, environ 70 % de l’uranium de retraitement est destiné à la fabrication d’uranium réenrichi, tandis que 30 % est conservé en stock stratégique.

41. Concernant la définition du cycle du combustible :

Le cycle du combustible débute par les activités liées à la mine.
Le cycle du combustible comprend des activités d’amont et d’aval.
Le cycle du combustible inclut les activités industrielles relatives au combustible nucléaire.
Le fonctionnement du réacteur constitue l’ensemble du cycle du combustible.
Le cycle du combustible s’étend jusqu’au stockage des déchets nucléaires.

Le cycle du combustible débute par les activités liées à la mine. · Le cycle du combustible comprend des activités d’amont et d’aval. · Le cycle du combustible inclut les activités industrielles relatives au combustible nucléaire. · Le cycle du combustible s’étend jusqu’au stockage des déchets nucléaires.

Explication

Le cycle du combustible regroupe les activités industrielles allant de la mine au stockage des déchets. Il couvre donc l’amont et l’aval, tandis que le fonctionnement du réacteur n’en constitue pas l’ensemble.

42. Concernant la conversion d’énergie dans les centrales, quelles sont les réponses exactes au sujet de la distinction entre installations thermiques et non thermiques ?

Une installation non thermique ne passe pas par une conversion de chaleur.
La conversion thermique comporte une étape intermédiaire d’énergie mécanique.
Une installation non thermique convertit nécessairement une énergie thermique en énergie mécanique.
Une centrale thermique convertit une énergie thermique en énergie mécanique puis électrique.
Une centrale thermique transforme directement une énergie chimique en énergie électrique.

Une installation non thermique ne passe pas par une conversion de chaleur. · La conversion thermique comporte une étape intermédiaire d’énergie mécanique. · Une centrale thermique convertit une énergie thermique en énergie mécanique puis électrique.

Explication

Une centrale thermique transforme l’énergie thermique en énergie mécanique, puis en énergie électrique. Une installation non thermique ne repose pas sur une conversion de chaleur ; la conversion directe entre énergie chimique et électricité ou le passage thermique obligatoire sont donc incorrects.

43. La mise en service prévue du premier EPR2 à Penly correspond à quelle année ?

La mise en service du premier EPR2 à Penly est prévue en 2045.
La mise en service du premier EPR2 à Penly est prévue en 2038.
La mise en service du premier EPR2 à Penly est prévue en 2035.
La mise en service du premier EPR2 à Penly est prévue en 2030.
La mise en service du premier EPR2 à Penly est prévue en 2040.

La mise en service du premier EPR2 à Penly est prévue en 2038.

Explication

Le premier EPR2 de Penly est prévu pour une mise en service en 2038. L’année 2030 correspond à l’extension de GB2, et les autres années ne sont pas celles indiquées.

44. À propos des déchets radioactifs, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

Les déchets radioactifs sont produits par l’ANDRA lors de leur prise en charge.
Ils peuvent être issus d’activités de recherche, médicales ou industrielles.
Ils peuvent provenir du cycle électronucléaire et du démantèlement.
La gestion des déchets radioactifs relève des exploitants des centrales nucléaires.
La gestion des déchets radioactifs relève de l’ANDRA.

Ils peuvent être issus d’activités de recherche, médicales ou industrielles. · Ils peuvent provenir du cycle électronucléaire et du démantèlement. · La gestion des déchets radioactifs relève de l’ANDRA.

Explication

Les déchets radioactifs peuvent provenir du cycle électronucléaire, du démantèlement et d’activités de recherche, médicales ou industrielles. Leur gestion relève de l’ANDRA, tandis que les déchets sont produits par les installations ou activités concernées.

45. Concernant le fonctionnement d’un REP, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

Le circuit primaire vaporise l’eau qui entraîne ensuite la turbine.
Le circuit primaire et le circuit secondaire participent à deux circuits distincts.
Le circuit primaire fonctionne sous pression afin de maintenir l’eau à l’état liquide.
L’eau du circuit secondaire reste liquide pour entraîner directement la turbine.
L’eau du circuit primaire sert de caloporteur et de modérateur dans le réacteur.

Le circuit primaire et le circuit secondaire participent à deux circuits distincts. · Le circuit primaire fonctionne sous pression afin de maintenir l’eau à l’état liquide. · L’eau du circuit primaire sert de caloporteur et de modérateur dans le réacteur.

Explication

Dans un REP, l’eau primaire assure le transfert de chaleur et le ralentissement des neutrons, sous pression et à l’état liquide. Le secondaire reçoit cette chaleur et produit la vapeur destinée à la turbine ; les deux circuits sont distincts.

46. L’énergie produite par une installation de puissance constante pendant une durée donnée :

correspond à l’intégration de la puissance sur la durée considérée.
s’exprime en watts lorsque la puissance est donnée en joules.
se calcule par E=E˙×ΔtE=\dot{E}\times\Delta t lorsque la puissance reste constante.
diminue lorsque la durée de fonctionnement augmente à puissance constante.
est identique à la puissance instantanée E˙\dot{E}, quelle que soit la durée.

correspond à l’intégration de la puissance sur la durée considérée. · se calcule par $$E=\dot{E}\times\Delta t$$ lorsque la puissance reste constante.

Explication

Pour une puissance constante, l’énergie vérifie E=E˙×ΔtE=\dot{E}\times\Delta t et correspond à l’intégration de la puissance sur la durée. L’énergie s’exprime en joules, n’est pas la puissance instantanée et augmente avec la durée.

47. Parmi les propositions suivantes concernant l’origine de la chaleur lors d’une fission, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

Les neutrons déclenchent la réaction en chaîne sans être la source principale du dépôt thermique.
Les neutrons déposent l’essentiel de leur énergie cinétique dans la matière.
Les produits de fission déposent leur énergie par des chocs dans la matière.
Le dépôt d’énergie des produits de fission produit de la chaleur.
Les produits de fission emportent l’essentiel de l’énergie cinétique.

Les neutrons déclenchent la réaction en chaîne sans être la source principale du dépôt thermique. · Les produits de fission déposent leur énergie par des chocs dans la matière. · Le dépôt d’énergie des produits de fission produit de la chaleur. · Les produits de fission emportent l’essentiel de l’énergie cinétique.

Explication

Les produits de fission emportent l’essentiel de l’énergie cinétique, puis la déposent dans la matière par des collisions, ce qui produit la chaleur. Les neutrons déclenchent la réaction en chaîne, mais ils ne portent pas l’essentiel de l’énergie cinétique déposée.

48. Concernant la part des centrales thermiques dans la production électrique, cochez la (les) proposition(s) exacte(s) :

La part thermique mondiale atteignait 74 % en 2023, comme en France en 2024.
Les valeurs de 72 % et 74 % se rapportent à des périmètres géographiques distincts.
La part thermique mondiale était inférieure de deux points à la part française indiquée.
Elles représentaient 74 % de l’électricité française en 2024.
Les centrales thermiques représentaient 72 % de l’électricité mondiale en 2023.

Les valeurs de 72 % et 74 % se rapportent à des périmètres géographiques distincts. · La part thermique mondiale était inférieure de deux points à la part française indiquée. · Elles représentaient 74 % de l’électricité française en 2024. · Les centrales thermiques représentaient 72 % de l’électricité mondiale en 2023.

Explication

La part thermique était de 72 % dans le monde en 2023 et de 74 % en France en 2024. Les deux chiffres concernent donc des périmètres différents et diffèrent de deux points ; l’attribution de 74 % au monde est erronée.

49. Concernant EDF et son activité nucléaire en France et en Grande-Bretagne :

EDF exploite 57 réacteurs nucléaires en France.
EDF exploite 9 réacteurs nucléaires en Grande-Bretagne.
EDF exerce son activité nucléaire sur les territoires français et britannique.
EDF constitue l’opérateur français associé au parc électronucléaire national.
EDF est détenue à 100 % par l’État français.

EDF exploite 57 réacteurs nucléaires en France. · EDF exploite 9 réacteurs nucléaires en Grande-Bretagne. · EDF exerce son activité nucléaire sur les territoires français et britannique. · EDF constitue l’opérateur français associé au parc électronucléaire national. · EDF est détenue à 100 % par l’État français.

Explication

EDF appartient intégralement à l’État français et exploite 57 réacteurs en France ainsi que 9 en Grande-Bretagne. Son activité concerne donc les deux territoires et le parc français.

50. Parmi les propositions suivantes concernant le combustible des REP, la(les)quelle(s) est(sont) exacte(s) ?

Le combustible des REP est constitué d’UO₂ enrichi en uranium 235.
UOX désigne un combustible chimique consommé par réaction chimique.
Le parc français utilise environ 700 tonnes de combustible UOX par an.
Le combustible des REP contient environ 35 % d’uranium 235.
L’enrichissement du combustible des REP atteint environ 3,5 % en uranium 235.

Le combustible des REP est constitué d’UO₂ enrichi en uranium 235. · L’enrichissement du combustible des REP atteint environ 3,5 % en uranium 235.

Explication

Le combustible des REP est de l’UO₂ enrichi à environ 3,5 % en uranium 235. Le parc français utilise environ 7000 tonnes de combustible UOX par an, UOX désignant un oxyde d’uranium et non un combustible chimique.

Révisez avec les flashcards

Mémorisez les réponses avec 90 flashcards sur Bases de l’ingénierie nucléaire.

Qu'est-ce qu'une centrale électrique ?

Une installation qui produit de l’électricité à partir d’une source d’énergie.

Comment une centrale nucléaire produit-elle de l’électricité ?

Par la fission de l’uranium 235.

Quelle formule relie énergie, puissance et temps ?

E=E˙×ΔtE=\dot{E}\times\Delta t avec EE en joules et E˙\dot{E} en watts.

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