Fission nucléaire
La fission nuclĂ©aire est le phĂ©nomĂšne par lequel un noyau atomique lourd (c'est-Ă -dire formĂ© d'un grand nombre de nuclĂ©ons â comme l'uranium, le plutonium, etc.) est scindĂ© en deux ou en quelques nuclĂ©ides plus lĂ©gers.
Cette rĂ©action nuclĂ©aire s'accompagne de l'Ă©mission de neutrons (en gĂ©nĂ©ral deux ou trois) et d'un dĂ©gagement d'Ă©nergie trĂšs important (â 200 MeV par atome fissionnĂ©, donc beaucoup plus que celui des rĂ©actions chimiques, de l'ordre de l'eV par atome ou molĂ©cule rĂ©agissant).
L'Ă©mission de neutrons peut entraĂźner une rĂ©action en chaĂźne, phĂ©nomĂšne mis en Ćuvre dans les centrales nuclĂ©aires pour la production d'Ă©lectricitĂ© et dans les bombes atomiques.
DĂ©couverte
Le phĂ©nomĂšne de fission nuclĂ©aire induite est dĂ©crit le par deux chimistes du Kaiser-Wilhelm-Institut fĂŒr Chemie de Berlin : Otto Hahn et son jeune assistant Fritz Strassmann[1]. La physicienne autrichienne Lise Meitner participe aussi Ă cette dĂ©couverte. Toutefois, Ă©tant juive, elle fuit l'Allemagne en pour se rĂ©fugier en SuĂšde. Bien qu'ayant continuĂ© Ă participer aux recherches par correspondance (c'est elle qui a compris les implications des rĂ©sultats de l'expĂ©rience dĂ©terminante et calculĂ© l'Ă©nergie produite), elle n'est pas citĂ©e dans la publication[2] - [3].
Les rĂ©sultats du bombardement de noyaux d'uranium par des neutrons sont alors dĂ©jĂ considĂ©rĂ©s comme dignes d'intĂ©rĂȘt et tout Ă fait intrigants. Les principes thĂ©oriques avaient Ă©tĂ© Ă©tudiĂ©s par Enrico Fermi et ses collĂšgues en 1934, ils ne furent donc correctement interprĂ©tĂ©s que plusieurs annĂ©es plus tard.
Le 16 janvier 1939, Niels Bohr arrive aux Ătats-Unis pour passer plusieurs mois Ă lâuniversitĂ© de Princeton, oĂč il se hĂąte de discuter de certains problĂšmes thĂ©oriques avec Albert Einstein. Juste avant son dĂ©part du Danemark, deux de ses collĂšgues, Lise Meitner et Otto Frisch, lui ont fait part de leur hypothĂšse selon laquelle lâabsorption dâun neutron par un noyau dâuranium provoque parfois la scission de celui-ci en deux parties approximativement Ă©gales et la libĂ©ration dâune Ă©norme quantitĂ© dâĂ©nergie : ils nomment ce phĂ©nomĂšne « fission nuclĂ©aire ». Cette hypothĂšse est fondĂ©e sur lâimportante dĂ©couverte de Hahn et Strassmann (publiĂ©e dans Naturwissenschaften au dĂ©but du mois de ) : le bombardement de l'uranium par des neutrons produit un isotope du baryum.
Bohr promet de garder secrĂšte lâinterprĂ©tation de Meitner et Frisch jusquâĂ ce quâils publient un article afin de leur assurer la paternitĂ© de la dĂ©couverte et de l'interprĂ©tation mais, Ă bord du bateau en route pour les Ătats-Unis, il en parle avec LĂ©on Rosenfeld, en oubliant de lui demander de respecter le secret.
DĂšs son arrivĂ©e, Rosenfeld en parle Ă tous les physiciens de Princeton. La nouvelle se rĂ©pand ainsi Ă d'autres physiciens, tels Enrico Fermi de lâuniversitĂ© Columbia. Les conversations entre Fermi, John R. Dunning (en) et George B. Pegram (en) dĂ©bouchent, Ă Columbia, sur la recherche des rayonnements ionisants produits par les fragments du noyau dâuranium obtenus aprĂšs cette fameuse « fission ».
Le 26 janvier 1939, se tient une confĂ©rence de physique thĂ©orique Ă Washington, organisĂ©e conjointement par lâuniversitĂ© George-Washington et la Carnegie Institution de Washington. Fermi quitte New York pour participer Ă cette confĂ©rence avant le lancement des expĂ©riences de fission Ă Columbia. Bohr et Fermi discutent du problĂšme de la fission et Fermi mentionne en particulier la possibilitĂ© que des neutrons puissent ĂȘtre Ă©mis durant le processus. Bien que ce ne soit quâune hypothĂšse, ses consĂ©quences câest-Ă -dire la possibilitĂ© dâune rĂ©action en chaĂźne paraissent Ă©videntes. De nombreux articles Ă sensation sont publiĂ©s dans la presse Ă ce sujet. Avant la fin de la confĂ©rence Ă Washington, plusieurs autres expĂ©riences sont lancĂ©es pour confirmer la thĂšse de la fission du noyau.
Le 15 fĂ©vrier 1939, dans la Physical Review, quatre laboratoires publient leurs rĂ©sultats (universitĂ© Columbia, Carnegie Institution de Washington, universitĂ© Johns-Hopkins, universitĂ© de Californie). Un mois plus tĂŽt, Bohr savait que des expĂ©riences similaires avaient dĂ©jĂ Ă©tĂ© entreprises au Laboratoire de Copenhague (Danemark) (Lettre de Frisch Ă la revue Nature datĂ©e du et parue dans le numĂ©ro du ). FrĂ©dĂ©ric Joliot Ă Paris publie aussi ses premiers rĂ©sultats dans les Comptes Rendus du . Ă partir de ce moment-lĂ , la publication dâarticles sur la fission devient rĂ©guliĂšre et intense au point que, dans la Review of Modern Physics du , L. A. Turner de Princeton en dĂ©nombre presque une centaine.
PhénomÚne
Il existe deux types de fissions : la fission spontanĂ©e et la fission induite. La fission neutronique est une fission induite qui peut ĂȘtre soit thermique (oĂč la particule induite est un neutron thermique ou lent) soit rapide (oĂč la particule induite est un neutron rapide). Les noyaux atomiques pouvant fissionner sont dits « fissiles » (s'ils peuvent subir une fission avec des neutrons rapides ou lents) ou « fissibles » (s'ils peuvent subir une fission rapide).
La dĂ©couverte de la fission de l'uranium 235 peut ĂȘtre dĂ©crite par l'intermĂ©diaire du modĂšle de la goutte liquide. Un noyau est constituĂ© de nuclĂ©ons : les protons et les neutrons. Ces nuclĂ©ons, outre leurs masses respectives, apportent une Ă©nergie de liaison au noyau donnĂ©e par la formule de WeizsĂ€cker ; plus l'Ă©nergie de liaison est importante plus le noyau est stable.
Donc d'aprĂšs le modĂšle de la goutte liquide, la fission est possible si la variation de masse entre deux noyaux A/2
Z/2Y issus du noyau A
ZX est positive ou nulle. Cette condition est vraie si Z2A ℠18, ce qui correspond à la région du zirconium. Au-delà du rapport Z2A ℠50, le noyau est instable et fissionne spontanément.
Actuellement, la fission induite par des projectiles de faible énergie (0 à 2 MeV) a été observée pour quelques actinides, l'uranium 233, l'uranium 235 et l'uranium 238 ainsi que le plutonium 239 et le plutonium 241.
Fission spontanée
Le phénomÚne de la fission spontanée est découvert en 1940 par G. N. Flerov et K. A. Petrzak qui travaillaient sur des noyaux d'uranium 238.
On parle de fission nuclĂ©aire spontanĂ©e lorsque le noyau se dĂ©sintĂšgre en plusieurs fragments sans absorption prĂ©alable d'un corpuscule (particule subatomique). Ce type de fission n'est possible que pour les noyaux extrĂȘmement lourds, car l'Ă©nergie de liaison par nuclĂ©on est alors plus petite que pour les noyaux moyennement lourds nouvellement formĂ©s.
L'uranium 235 (dans une trÚs faible proportion cependant), les plutoniums 240 et 244 et surtout le californium 254 sont par exemple des noyaux spontanément fissiles.
Fission induite
La fission induite a lieu lorsqu'un noyau lourd capture une autre particule (généralement un neutron) et que le noyau ainsi composé se désintÚgre alors en plusieurs fragments.
La fission induite de l'uranium 235 par absorption d'un neutron est la réaction de ce type la plus connue. Elle est du type :
X et Y étant deux noyaux moyennement lourds et généralement radioactifs : on les appelle des « produits de fission ».
Ainsi la fission induite d'un noyau d'uranium 235 peut donner deux produits de fission, le krypton et le baryum, accompagnés de deux ou trois neutrons :
Les fissions induites les plus couramment utilisées sont les fissions de l'uranium 235, de l'uranium 238 et du plutonium 239.
Sous lâeffet dâune collision avec un neutron, le noyau de certains gros atomes, dits fissiles, a la propriĂ©tĂ© de se casser en deux. La matiĂšre fissile qui constitue le cĆur des rĂ©acteurs est en gĂ©nĂ©ral de lâuranium ou du plutonium[4]. En absorbant un neutron, un noyau dâatome 235U se transforme ainsi en 236U, un isotope de lâuranium, dans un Ă©tat excitĂ© de 6,2 MeV (avec 1 MeV = 1,6 ĂâŻ10â13 J). Il se comporte ainsi un peu comme une goutte d'eau.
- Dans 16 % des cas l'énergie est dissipée par rayonnement électromagnétique et le noyau d'236U reste intact.
- Dans 84 % des cas, cette Ă©nergie suffit pour que le noyau puisse franchir la barriĂšre de fission, de 5,7 MeV et se fragmenter en deux autres noyaux comme le krypton 93 (93Kr) et le baryum 140 (140Ba)[5] :
ou bien le strontium 94 et le xénon 140 :
Une importante quantitĂ© dâĂ©nergie est libĂ©rĂ©e lors de cette fission, de lâordre de 202,8 MeV pour un noyau dâuranium 235. La part principale de cette Ă©nergie est constituĂ©e par l'Ă©nergie cinĂ©tique des deux atomes crĂ©Ă©s[6]. Elle s'accompagne en gĂ©nĂ©ral de l'Ă©mission d'un ou de plusieurs neutrons rapides (gĂ©nĂ©ralement 2 ou 3) qui ont une Ă©nergie cinĂ©tique moyenne de 2 MeV[7]. Ceux-ci rĂ©agissent avec les noyaux qu'ils rencontrent et sont soit diffusĂ©s, c'est-Ă -dire renvoyĂ©s dans une direction diffĂ©rente, soit absorbĂ©s. Tant que la probabilitĂ© d'absorption reste faible, les neutrons se conservent pratiquement en nombre, mais leur Ă©nergie dĂ©croĂźt peu Ă peu Ă chaque diffusion. Les noyaux sont dâautant plus efficaces pour ralentir les neutrons que leur masse est plus faible, plus proche de celle du neutron. Câest en particulier le cas de l'eau ordinaire (qui contient de l'hydrogĂšne, le meilleur des modĂ©rateurs/ralentisseurs de neutrons), l'eau lourde (eau dans laquelle n'a Ă©tĂ© conservĂ©, grĂące Ă une sĂ©paration isotopique, que l'isotope lourd de l'hydrogĂšne, le deutĂ©rium), le bĂ©ryllium ou son oxyde la glucine, et enfin le graphite (carbone pur)[8]. Avec un modĂ©rateur efficace, les neutrons se ralentissent jusqu'Ă ce que leur Ă©nergie cinĂ©tique soit Ă peu prĂšs Ă©gale Ă l'Ă©nergie d'agitation thermique du milieu diffusant (0,025 eV Ă la tempĂ©rature de 300 K). La plupart des fissions se produisent alors Ă cette Ă©nergie et le rĂ©acteur est dit « Ă neutrons thermiques ». Dans le cas contraire, le rĂ©acteur est dit « Ă neutrons rapides »[8].
La raison principale pour laquelle on cherche dans un rĂ©acteur thermique Ă ralentir les neutrons issus de fission pour les amener au niveau d'Ă©nergie (de vitesse) thermique est liĂ©e au fait que la probabilitĂ© qu'une rencontre d'un neutron thermalisĂ© avec un atome fissile donne lieu Ă la fission de l'atome rencontrĂ© est sensiblement 250 fois plus Ă©levĂ©e que dans le cas oĂč le neutron possĂšde une Ă©nergie (une vitesse) Ă©levĂ©e voisine de son Ă©nergie initiale.
Certaines captures de neutrons ne donnent pas lieu Ă la fission du noyau et l'importance relative de ces captures parasites doit ĂȘtre strictement limitĂ©e pour qu'une rĂ©action en chaĂźne, divergente ou stationnaire, soit rĂ©alisĂ©e. Pour entretenir une rĂ©action en chaĂźne, l'un des n neutrons produits Ă chaque fission devra Ă son tour ĂȘtre absorbĂ© dans le combustible, les n â 1 qui restent pouvant ĂȘtre perdus par capture dans les autres constituants du milieu, ou par fuite en dehors du dispositif. La quantitĂ© n dĂ©pend de l'Ă©nergie des neutrons. Dans le cas des neutrons thermiques, n est Ă©gal Ă 2,08 pour 235U et 239Pu, Ă 1,8 pour lâuranium enrichi, mais Ă 1,36 seulement pour l'uranium naturel[9]. Le contrĂŽle de la rĂ©action en chaĂźne est assurĂ© par l'insertion de barres de commandes contenant des matĂ©riaux trĂšs absorbants des neutrons, gĂ©nĂ©ralement dĂ©signĂ©s : « absorbants mobiles de contrĂŽle de la rĂ©activitĂ© du cĆur ». Les matĂ©riaux absorbants utilisĂ©s sont gĂ©nĂ©ralement le bore, le cadmium, l'argent, l'indium ainsi que d'autres non mentionnĂ©s ici.
Photofission
La photofission est un type de fission nuclĂ©aire induite qui se produit lorsqu'un noyau absorbe un rayonnement gamma[10]. Ce processus peut ĂȘtre utilisĂ© pour la synthĂšse d'isotopes utilisĂ©s en mĂ©decine nuclĂ©aire[11].
Les rayons gamma de quelques dizaines de MeV peuvent induire la fission de noyaux fissiles comme les actinides uranium, plutonium et neptunium[12]. Des expériences ont été réalisées qui montrent que la section efficace de photofission varie peu jusqu'à des énergies de photons de l'ordre du GeV[13].
La photofission assistée par laser a été démontrée en 2000[14] et elle a été proposée comme moyen de se débarrasser par transmutation des déchets nucléaires[15].
Photo-désintégration
La photo-désintégration ou photo-transmutation est un phénomÚne similaire à la photofission dans lequel des photons gamma énergétiques interagissant avec des noyaux peuvent les porter dans un état excité suivi immédiatement d'une désintégration avec émission de particules subatomiques. Il a été démontré expérimentalement, qu'un laser femtoseconde délivrant des impulsions lumineuses ultracourtes (environ 100 fs) et ultra-intenses (environ 1020 W/cm2 pouvaient produire des impulsions intenses de rayonnement gamma d'énergie comprise entre 1 et 10 MeV[14] - [16] - [17]. De telles impulsions sont parfaitement capables de produire des désintégrations[18] - [19].
Bilan neutronique
Lors de la fission, des neutrons rapides sont tout de suite (10â14 s) Ă©mis, ils sont dits « neutrons instantanĂ©s »[20] (anciennement nommĂ©s « neutrons prompts »). Puis, aprĂšs l'Ă©mission de ces neutrons instantanĂ©s, les produits de fission commencent leur dĂ©croissance radioactive. Ces dĂ©croissances radioactives vont engendrer la libĂ©ration de neutrons rapides avec une latence de treize secondes en moyenne ; ces neutrons libĂ©rĂ©s juste aprĂšs des dĂ©sintĂ©grations ÎČ sont appelĂ©s « neutrons retardĂ©s ».
La probabilitĂ© de fission d'un noyau fissile dĂ©pend de l'Ă©nergie cinĂ©tique du neutron incident ; pour des noyaux fissiles thermiquement comme 235U et 239Pu, cette probabilitĂ© augmente quand l'Ă©nergie cinĂ©tique du neutron incident diminue d'oĂč la nĂ©cessitĂ© de modĂ©rer un rĂ©acteur nuclĂ©aire Ă neutrons thermiques. Ce phĂ©nomĂšne de ralentissement des neutrons rapides issus des fissions (instantanĂ©s et retardĂ©s) s'appelle la thermalisation des neutrons, il consiste en un ralentissement par chocs Ă©lastiques successifs des neutrons avec un noyau lĂ©ger (H, D, C, Be). Le bĂ©ryllium mĂ©tallique et le graphite sont des matĂ©riaux modĂ©rateurs solides alors que l'hydrogĂšne et le deutĂ©rium sont principalement utilisĂ©s comme modĂ©rateur sous forme d'eau et d'eau lourde.
Le tableau suivant indique le nombre de neutrons libérés en moyenne et par fission par neutron thermique en fonction du noyau considéré :
Noyau considéré | Nombre moyen de neutrons libérés |
---|---|
233U | 2,55 |
235U | 2,47 |
238U | â[Note 1] |
Uranium naturel | 2,47 |
239Pu | 2,91 |
241Pu | 3,00 |
On remarque dans ce tableau que les isotopes de U et Pu fissibles par des neutrons thermiques ont tous des masses atomiques impaires : les noyaux fissibles thermiquement sont dits Pair-Impair, mĂȘme s'ils gagnent un neutron pour se fissionner.
RĂ©partition des masses des produits de fission
La distribution en masse des produits de fission suit une courbe « en bosses de chameau »[21]. On parle aussi de courbe bimodale : elle possĂšde deux maximums. Plus de cent nuclĂ©ides diffĂ©rents peuvent ĂȘtre libĂ©rĂ©s lors de la fission de l'uranium 235. Toutefois, tous ces nuclĂ©ides possĂšdent un numĂ©ro atomique entre Z=33 et Z=59. La fission crĂ©e des noyaux de nombre de masse (nombre de nuclĂ©ons) autour de A = 95 (brome, krypton, zirconium) pour l'un des fragments et autour de A = 139 (iode, xĂ©non, baryum) pour l'autre.
La fission en deux fragments de masses Ă©gales ou trĂšs voisines (A = 116, 117 ou 118 pour l'uranium 235) est rare (0,1 % des fissions).
La fission en trois fragments (dite « fission ternaire ») est exceptionnelle (0,005 % des fissions).
Bilan énergétique
Chaque noyau dâuranium 235 qui subit la fission libĂšre de lâĂ©nergie et donc de la chaleur.
L'origine de cette Ă©nergie trouve son explication dans le bilan des Ă©nergies entre le noyau initial et les deux noyaux produits : les protons d'un mĂȘme noyau se repoussent vigoureusement par leurs charges Ă©lectrostatiques, et ceci d'autant plus que leur nombre est Ă©levĂ© (Ă©nergie coulombienne), lâĂ©nergie correspondante croissant plus vite que proportionnellement au nombre de protons. La fission se traduit donc par un dĂ©gagement d'Ă©nergie, qui est principalement transmise dans les produits de fission et les neutrons sous forme d'Ă©nergie cinĂ©tique, qui se transforme rapidement en chaleur.
La chaleur produite lors de la fission de noyaux fissiles d'uranium 235 ou de plutonium 239 peut alors ĂȘtre utilisĂ©e pour transformer de l'eau en vapeur, permettant ainsi d'actionner une turbine pouvant produire directement de l'Ă©nergie mĂ©canique puis par l'intermĂ©diaire d'un alternateur, de l'Ă©lectricitĂ©. C'est cette technique qui est Ă l'Ćuvre dans les rĂ©acteurs nuclĂ©aires destinĂ©s Ă produire de l'Ă©lectricitĂ©.
RĂ©action en chaĂźne
Lors d'une rĂ©action de fission nuclĂ©aire induite, l'absorption d'un neutron par un noyau fissile permet la libĂ©ration de plusieurs neutrons, et chaque neutron Ă©mis peut Ă son tour casser un autre noyau fissile. La rĂ©action se poursuit ainsi d'elle-mĂȘme : c'est la rĂ©action en chaĂźne. Cette rĂ©action en chaĂźne n'a lieu que si un neutron au moins Ă©mis lors d'une fission est apte Ă provoquer une nouvelle fission.
Le tableau suivant indique le nombre de neutrons libérés en moyenne par neutron (thermique) capturé en fonction du noyau considéré:
Noyau considéré | Nombre de neutrons libérés |
---|---|
233U | 2,28 |
235U | 2,07 |
238U | â[Note 1] |
Uranium naturel | 1,32 |
239Pu | 2,11 |
241Pu | 2,22 |
Cette table diffÚre de la précédente par le fait qu'elle se rapporte à tous les neutrons entrés dans le noyau fissile, et pas seulement à ceux qui donnent lieu à une fission.
On voit ici pourquoi l'uranium naturel n'est pas utilisĂ© directement dans les rĂ©acteurs : l'uranium 238 quâil contient en grande proportion consomme trop de neutrons qui ne donnent pas lieu Ă une fission. Pour l'utiliser, il faut lâenrichir en uranium 235.
Dans un milieu réactif, la vitesse à laquelle se déroule cette réaction en chaßne est mesurée par le facteur de multiplication.
Sections efficaces
Les principales sections efficaces intervenants dans la modélisation de la fission en réacteur sont données ci-dessous[22] - [23].
Noyau considéré | 233U | 235U | 238U | 239Pu | 241Pu |
---|---|---|---|---|---|
Section efficace de capture d'un neutron thermique (barns) |
xx | 679,9 | 2,720 | 1 008,1 | 1 371 |
Section efficace de fission par un neutron thermique (barns) |
xx | 579,5 | négligeable[Note 1] | 742,4 | 1 011 |
Section efficace de capture d'un neutron rapide (Ă©nergie > 1 MeV) (barns) |
xx | xx | xx | xx | xx |
Section efficace de fission par un neutron rapide (Ă©nergie > 1 MeV) (barns) |
xx | â 2 | xx | xx | xx |
Nombre de neutrons Ă©mis par fission thermique |
2,55 | 2,42 | xx | 2,91 | 3,00 |
Nombre de neutrons Ă©mis par capture thermique |
2,28 | 2,06 | xx | 2,11 | 2,22 |
Ănergie de fission
Un neutron qui entre en collision avec un noyau fissile peut former avec celui-ci un noyau composĂ© excitĂ©, ou ĂȘtre simplement absorbĂ© (capture neutronique). Pour l'uranium 235, la proportion de neutrons capturĂ©s est d'environ 16 % pour des neutrons thermiques (ou neutrons lents) ; 9,1 % pour des neutrons rapides.
Dans le cas de la fission induite, la durĂ©e de vie moyenne du noyau composĂ© est de l'ordre de 10â14 s. Le noyau se fissionne, et les fragments se sĂ©parent Ă vitesse Ă©levĂ©e : au bout de 10â17 s, ces fragments, distants de 10â10 m, Ă©mettent, comme dĂ©jĂ mentionnĂ©, des neutrons.
Ă la suite des dĂ©sexcitations Îł, des photons Îł sont Ă©mis aprĂšs 10â14 s, alors que les fragments ont franchi 10â7 m. Les fragments s'arrĂȘtent au bout de 10â12 s environ, aprĂšs avoir franchi une distance de 50 ”m (ces valeurs sont donnĂ©es pour un matĂ©riau de densitĂ© 1, tel que l'eau ordinaire).
L'Ă©nergie cinĂ©tique des fragments et des particules Ă©mises Ă la suite d'une fission finit par se transformer en Ă©nergie thermique, par l'effet des collisions et des interactions avec les atomes de la matiĂšre traversĂ©e, sauf pour ce qui concerne les neutrinos, inĂ©vitablement Ă©mis dans les dĂ©sintĂ©grations ÎČ, et qui sâĂ©chappent toujours du milieu (ils peuvent traverser la Terre sans interagir).
Cas de l'uranium 235
Le tableau[24] suivant indique comment se répartit l'énergie libérée à la suite de la fission d'un atome d'uranium 235, induite par un neutron thermique (ces données sont des moyennes calculées sur un grand nombre de fissions).
Ănergie de fission de 235 92U | Ănergie (MeV) | % Ănergie totale | Commentaire |
Ănergie cinĂ©tique des fragments de fission | 166,2 | 82,0 | Ă©nergie instantanĂ©e localisĂ©e |
Ănergie cinĂ©tique des neutrons de fission | 4,8 | 2,4 | Ă©nergie instantanĂ©e dĂ©localisĂ©e |
Ănergie des Îł de fission | 8,0 | 3,9 | |
Ănergie des neutrinos/antineutrinos | 9,6 | 4,7 | Ă©nergie instantanĂ©e perdue |
Total | 188,6 | 93,0 | énergie instantanée |
Ănergie de radioactivitĂ© ÎČ des produits de fission | 7,0 | 3,5 | Ă©nergie diffĂ©rĂ©e |
Ănergie de radioactivitĂ© Îł des produits de fission | 7,2 | 3,5 | |
Total | 14,2 | 7,0 | |
Ănergie totale libĂ©rĂ©e lors de la fission | 202,8 | 100,0 | dont 9,6 MeV non rĂ©cupĂ©rable |
L'énergie totale libérée lors de la fission ressort égale à 202,8 MeV dont 9,6 MeV n'est pas récupérable puisque communiquée aux neutrinos émis.
En pratique, l'énergie récupérable en réacteur de puissance, compte tenu :
- de l'énergie communiquée aux neutrinos ;
- de la puissance rĂ©siduelle restante dans les Ă©lĂ©ments combustibles dĂ©chargĂ©s du cĆur ;
- de l'énergie des gammas et neutrons dissipée dans les structures entourant le réacteur,
correspond sensiblement à 193,0 MeV par noyau d'uranium 235 fissionné.
Dans le cas d'une explosion nucléaire seules les énergies libérées à court terme sont à considérer pour évaluer la puissance.
Cas des autres noyaux fissiles
Ănergie de fission (MeV) | 235 92U | 238 92U | 239 94Pu | 241 94Pu | % Ă©nergie totale | Commentaire |
Ănergie cinĂ©tique des fragments de fission | 166,2 | 166,9 | 172,8 | 172,2 | 81,7 | Ă©nergie instantanĂ©e localisĂ©e |
Ănergie cinĂ©tique des neutrons de fission | 4,8 | 5,5 | 5,9 | 5,9 | 2,6 | Ă©nergie instantanĂ©e dĂ©localisĂ©e |
Ănergie des Îł de fission | 8,0 | 7,5 | 7,7 | 7,6 | 3,7 | |
Ănergie des neutrinos/antineutrinos | 9,6 | 11,9 | 8,6 | 10,2 | 4,9 | Ă©nergie instantanĂ©e perdue |
Total | 188,6 | 191,8 | 195,0 | 195,9 | 93,0 | énergie instantanée |
Ănergie de radioactivitĂ© ÎČ des produits de fission | 7,0 | 8,9 | 6,1 | 7,4 | 3,5 | Ă©nergie diffĂ©rĂ©e |
Ănergie de radioactivitĂ© Îł des produits de fission | 7,2 | 8,4 | 6,1 | 7,4 | 3,5 | |
Total | 14,2 | 17,3 | 12,2 | 14,8 | 7,1 | |
Ănergie totale libĂ©rĂ©e lors de la fission | 202,8 | 205,9 | 207,2 | 210,6 | 100,0 | |
Ănergie rĂ©cupĂ©rable en rĂ©acteur de puissance | 193,0 | 197,0 | 198,4 | 200,3 | 95,1| |
Ănergies et vitesses des neutrons et fragments de fission
Les vitesses mises en jeu ne sont pas relativistes ; les lois de la mécanique classique sont largement applicables aux particules massives émises lors du phénomÚne de fission.
Ănergies et vitesses des neutrons de fission
Ănergie et vitesse moyennes
Avec 2,47 neutrons Ă©mis en moyenne lors d'une fission de l'uranium 235 pour une Ă©nergie de 4,8 MeV donnĂ©e dans le tableau de dĂ©composition de l'Ă©nergie de fission, l'Ă©nergie cinĂ©tique moyenne du neutron de fission ressort Ă©gale Ă 1,943 MeV = 3,113 54 ĂâŻ10â13 J.
Cette Ă©nergie est cinĂ©tique, selon la relation classique : . La masse du neutron telle que donnĂ©e par le ComitĂ© de donnĂ©es pour la science et la technologie (CODATA) est Ă©gale Ă : 1,674 927 351 ĂâŻ10â27 kg.
On en déduit : vitesse moyenne des neutrons de fission = 19 280 km/s
Distribution en Ă©nergie
La distribution en énergie des neutrons de fission est correctement représentée par la formule semi-empirique :
avec :
- E en MeV ;
- N(E) = probabilité d'avoir un neutron de fission d'énergie E ;
- Le terme permet de normaliser à 1 entre 0 et 10 MeV les probabilités relatives.
Pour 10 MeV, N(E) ressort Ă©gal Ă 0,33 %.
Ănergies et vitesses des fragments de fission
Lors de la fission deux fragments de tailles inégales sont formés.
Fragment léger
- Nombre moyen de nucléons = 95
- Ănergie cinĂ©tique moyenne = 98,6 MeV
- Vitesse moyenne = 14 090 km/s
Fragment lourd
- Nombre moyen de nucléons = 138,5
- Ănergie cinĂ©tique moyenne = 67,6 MeV
- Vitesse moyenne = 9 670 km/s
L'énergie cinétique du fragment léger est plus élevée que celle du fragment lourd
- Liminaire
Un calcul préliminaire grossier conduit aux résultats suivants :
- 2 MeV = 3,204 ĂâŻ10â13 J d'Ă©nergie cinĂ©tique par neutron soit compte tenu d'une masse estimĂ©e du neutron de , une vitesse estimĂ©e de
- 166,2 / 2 = 83,1 MeV = 1,331 ĂâŻ10â11 J d'Ă©nergie cinĂ©tique par fragment de fission d'une masse moyenne de soit une vitesse de l'ordre de .
En conclusion, les vitesses trouvées ne sont pas relativistes ; on peut dans une large mesure appliquer les lois de la mécanique classique aux neutrons et fragments de fission.
- Nombre de nucléons, compositions et masses des fragments
La majorité des fissions sont binaires générant un petit et un gros fragment :
- Nombre moyen de nucléons du petit fragment : 95[Note 2]. La proportion de protons existant à l'origine dans le noyau fissionné est présumée conservée.
- Nombre moyen de protons dans le petit fragment :
- Masse moyenne du petit fragment : avec et .
- Nombre moyen de nucléons du gros fragment = 235 + 1 - 2,47 - 95 = 138,53[Note 3].
- Masse moyenne du gros fragment : .
- Quantités de mouvement et vitesses
Lors de la fission la quantitĂ© de mouvement totale initialement nulle est conservĂ©e. Le neutron incident thermalisĂ© capturĂ© avant la fission a une vitesse faible, en outre on peut admettre que les 2,47 neutrons Ă©mis en moyenne par fission le sont dans toutes les directions de l'espace de façon quasiment Ă©gale. DĂšs lors la quantitĂ© de mouvement totale des deux fragments doit ĂȘtre Ă©gale Ă zĂ©ro.
On a donc , d'oĂč .
Suivant le tableau de décomposition de l'énergie donné ci-dessus, l'énergie cinétique totale communiquée aux deux fragments de fission est égale à :
- Ănergies
Autre formulation :
La vitesse mais aussi l'énergie cinétique du fragment léger (v = 14 094 km/s resp. e = 98,6 MeV) sont plus élevées que celles du fragment lourd (V = 9 665 km/s resp. E = 67,6 MeV).
Ordres de grandeur
Une mole d'uranium 235 pĂšse 235,043 929 9 grammes et contient NA (nombre d'Avogadro) atomes. La fission de chaque atome produit environ 193 MeV d'Ă©nergie rĂ©cupĂ©rable. Donc en supposant que l'on fissionne tous les noyaux d'uranium dans un gramme d'uranium 235 â ce qui est technologiquement impossible dans l'Ă©tat actuel des connaissances â, l'Ă©nergie produite serait alors Ă©gale Ă :
- 1 fission produit 193 MeV = 193 ĂâŻ106 Ă 1,602 18 ĂâŻ10â19 = 3,092 2 ĂâŻ10â11 J
- 1 gramme d'uranium 235 fissionnĂ© â 1/235,0439299 Ă NA fissions = 1/235,0439299 Ă 6,022 141 29 ĂâŻ1023 fissions = 2,562 13 ĂâŻ1021 fissions
- 1 gramme d'uranium 235 fissionnĂ© â 2,562 13 ĂâŻ1021 Ă 3,092 2 ĂâŻ10â11 J = 7,922 63 ĂâŻ1010 J
- 1 mĂ©gawatt-jour = 24 MWh = 24 Ă 3 600 Ă 106 J = 8,64 ĂâŻ1010 J
- 1 mĂ©gawatt-jour â 1,090 55 g d'uranium 235 fissionnĂ©
1 mĂ©gawatt-jour â 1,09 gramme d'uranium 235 fissionnĂ©
C'est-à -dire tous les atomes d'uranium 235 présents dans (1,090 55 / 0,007 202) = 151,42 grammes d'uranium naturel. Or :
- 1 mégawatt-jour = 1 000 000 à 24 = 1 000 kW à 24 = 24 000 kWh
- 24 000 / 151,42 = 158,497 kWh
Donc la fission de tous les atomes d'uranium 235 présents dans 1 g d'uranium naturel peut produire 158,5 kWh.
Ces rĂ©sultats restent exacts au 1er ordre avec les autres gros atomes fissiles prĂ©sents ou formĂ©s dans les rĂ©acteurs de puissance tels que le plutonium 239 mis en Ćuvre notamment par exemple dans le combustible MOX. Ils permettent d'Ă©valuer avec une bonne prĂ©cision la consommation de matiĂšre fissile (ou fertile) dans tous les rĂ©acteurs de puissance (i.e. la masse des gros atomes fissionnĂ©s ; i.e. les actinides fissionnĂ©s) et donc d'apprĂ©cier la quantitĂ© de produits de fission formĂ©s.
La fission de la totalitĂ© des atomes d'uranium 235 fissiles contenus dans une tonne dâuranium naturel, qui contient en masse 0,7202 % dâ235U, donne 5,705 9 ĂâŻ1014 joules (= 570 600 GJ (gigajoules)) soit plus de 10 000 fois plus dâĂ©nergie que la combustion d'une tonne dâĂ©quivalent pĂ©trole qui dissipe 41,86 GJ)[25]. Toutefois, Ă©tant donnĂ© que les procĂ©dĂ©s actuels ne permettent pas la fission intĂ©grale de l'uranium 235 contenu dans l'uranium naturel, on peut retenir l'ordre de grandeur de 10 000 fois plus d'Ă©nergie rĂ©cupĂ©rable par tonne d'uranium naturel que par tonne d'Ă©quivalent pĂ©trole. Cette estimation ne tient pas compte de la mise en Ćuvre des rĂ©acteurs rapides qui permettent de fissionner l'intĂ©gralitĂ© de l'uranium naturel extrait du sous-sol. Dans cette hypothĂšse, la quantitĂ© d'Ă©nergie thĂ©oriquement rĂ©cupĂ©rable d'une tonne d'uranium naturel se trouverait sensiblement multipliĂ©e par 1/0,7202 % soit 138,9 et de façon plus rĂ©aliste compte tenu des pertes qu'il y aurait nĂ©cessairement par un facteur 100.
Notion de masse critique
Il ne suffit pas que le facteur de multiplication des neutrons soit plus grand que 1 pour que la rĂ©action en chaĂźne s'entretienne : d'une part, les neutrons sont instables et peuvent se dĂ©sintĂ©grer, mais ceci joue peu, car leur temps de vie moyen est de prĂšs d'un quart d'heure, mais surtout, ils peuvent sortir du milieu oĂč l'on essaie de faire une rĂ©action en chaĂźne. Il faut qu'ils aient une collision avant de sortir, sinon ils ne participent plus Ă la rĂ©action en chaĂźne. LâĂ©paisseur moyenne du milieu fissile doit donc ĂȘtre assez grande pour assurer une probabilitĂ© suffisante pour les neutrons de rencontrer un noyau fissile. Ceci amĂšne Ă la notion de masse critique de l'Ă©lĂ©ment fissile, qui est une masse en dessous de laquelle on ne peut plus garder suffisamment de neutrons, quelle que soit la forme de la charge fissile, pour maintenir la rĂ©action. Ceci explique pourquoi l'on ne peut pas avoir de mini-rĂ©acteurs nuclĂ©aires.
Notes et références
Notes
- L'uranium 238 n'est fissible que par des neutrons rapides d'énergie supérieure à 1 MeV.
- Valeur basée sur la forme de la courbe « en dos de chameau » dans laquelle les rendements de fission dans la premiÚre bosse entre 90 et 100 nucléons sont à la fois prépondérants par rapport aux autres zones et trÚs voisins entre eux.
- 235 nuclĂ©ons dans l'uranium 235 + 1 neutron inducteur â 2,47 neutrons Ă©mis par la fission â 95 nuclĂ©ons dans le petit fragment = 138,53 nuclĂ©ons dans le fragment lourd.
Références
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- (en) Elisabeth Crawford, Ruth Lewin Sime et Mark Walker, « A Nobel Tale of Postwar Injustice », Physics Today, vol. 50, no 9,â , p. 26-32.
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- Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie de Grenoble, « Des nouvelles de la fission » [PDF] (consulté le ), p. 23.
Voir aussi
Articles connexes
Bibliographie
- Bernard Bonin, Ătienne Klein et Jean-Marc Cavedon, Moi, U235, atome radioactif, Flammarion, 2001
- Bernhard Bröcker, Atlas de la physique atomique et nucléaire, La pochotÚque, Le Livre de poche, 1997
- Collectif, La Physique et les ĂlĂ©ments, UniversitĂ© de tous les savoirs, Odile Jacob, 2002
Liens externes
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