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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 – comme l'uranium, le plutonium, etc.) est scindĂ© en deux ou en quelques nuclĂ©ides plus lĂ©gers.

Schéma animé (simplifié) d'une fission nucléaire.

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 (≈ 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 Ɠuvre 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 États-Unis pour passer plusieurs mois Ă  l’universitĂ© 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 l’absorption d’un neutron par un noyau d’uranium provoque parfois la scission de celui-ci en deux parties approximativement Ă©gales et la libĂ©ration d’une Ă©norme quantitĂ© d’énergie : ils nomment ce phĂ©nomĂšne « fission nuclĂ©aire ». Cette hypothĂšse est fondĂ©e sur l’importante 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 l’interprĂ©tation de Meitner et Frisch jusqu’à ce qu’ils 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 États-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 l’universitĂ© 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 d’uranium obtenus aprĂšs cette fameuse « fission ».

Le 26 janvier 1939, se tient une confĂ©rence de physique thĂ©orique Ă  Washington, organisĂ©e conjointement par l’universitĂ© 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 qu’une hypothĂšse, ses consĂ©quences c’est-Ă -dire la possibilitĂ© d’une 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 . À partir de ce moment-lĂ , la publication d’articles 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/2
Y
issus du noyau A
Z
X
est positive ou nulle. Cette condition est vraie si Z2/A ≄ 18, ce qui correspond Ă  la rĂ©gion du zirconium. Au-delĂ  du rapport Z2/A ≄ 50, le noyau est instable et fissionne spontanĂ©ment.

Actuellement, la fission induite par des projectiles de faible Ă©nergie (0 Ă  2 MeV) a Ă©tĂ© observĂ©e 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

Exemple d'une fission nucléaire de l'uranium.

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 :

235
92
U
+ 1
0
n
⟶ 236
92
U
⟶ X + Y + k 1
0
n
.

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 :

235
92
U
+ 1
0
n
⟶ 92
36
Kr
+ 141
56
Ba
+ 3 1
0
n
.

Les fissions induites les plus couramment utilisées sont les fissions de l'uranium 235, de l'uranium 238 et du plutonium 239.

Sous l’effet d’une 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 cƓur des rĂ©acteurs est en gĂ©nĂ©ral de l’uranium ou du plutonium[4]. En absorbant un neutron, un noyau d’atome 235U se transforme ainsi en 236U, un isotope de l’uranium, dans un Ă©tat excitĂ© de 6,2 MeV (avec 1 MeV = 1,6 Ă— 10−13 J). Il se comporte ainsi un peu comme une goutte d'eau.

  • Dans 16 % des cas l'Ă©nergie est dissipĂ©e par rayonnement Ă©lectromagnĂ©tique 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] :
235
92
U
+ 1
0
n
⟶ 236
92
U
⟶ 93
36
Kr
+ 140
56
Ba
+ 3 1
0
n
,

ou bien le strontium 94 et le xénon 140 :

235
92
U
+ 1
0
n
⟶ 236
92
U
⟶ 94
38
Sr
+ 140
54
Xe
+ 2 1
0
n
+ Îł.

Une importante quantitĂ© d’énergie est libĂ©rĂ©e lors de cette fission, de l’ordre de 202,8 MeV pour un noyau d’uranium 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 d’autant plus efficaces pour ralentir les neutrons que leur masse est plus faible, plus proche de celle du neutron. C’est 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 – 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 l’uranium 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 cƓur ». 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-dĂ©sintĂ©gration ou photo-transmutation est un phĂ©nomĂšne similaire Ă  la photofission dans lequel des photons gamma Ă©nergĂ©tiques interagissant avec des noyaux peuvent les porter dans un Ă©tat excitĂ© suivi immĂ©diatement d'une dĂ©sintĂ©gration avec Ă©mission de particules subatomiques. Il a Ă©tĂ© dĂ©montrĂ© expĂ©rimentalement, qu'un laser femtoseconde dĂ©livrant des impulsions lumineuses ultracourtes (environ 100 fs) et ultra-intenses (environ 1020 W/cm2 pouvaient produire des impulsions intenses de rayonnement gamma d'Ă©nergie comprise entre 1 et 10 MeV[14] - [16] - [17]. De telles impulsions sont parfaitement capables de produire des dĂ©sintĂ©grations[18] - [19].

Bilan neutronique

Lors de la fission, des neutrons rapides sont tout de suite (10−14 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 —[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

Distribution des produits de fission de l'uranium 235.

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 d’uranium 235 qui subit la fission libĂšre de l’énergie 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), l’énergie 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'Ɠuvre 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 —[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 qu’il contient en grande proportion consomme trop de neutrons qui ne donnent pas lieu Ă  une fission. Pour l'utiliser, il faut l’enrichir 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 nĂ©gligeable[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 ≈ 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

Énergie 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 10−14 s. Le noyau se fissionne, et les fragments se sĂ©parent Ă  vitesse Ă©levĂ©e : au bout de 10−17 s, ces fragments, distants de 10−10 m, Ă©mettent, comme dĂ©jĂ  mentionnĂ©, des neutrons.

À la suite des dĂ©sexcitations Îł, des photons Îł sont Ă©mis aprĂšs 10−14 s, alors que les fragments ont franchi 10−7 m. Les fragments s'arrĂȘtent au bout de 10−12 s environ, aprĂšs avoir franchi une distance de 50 Â”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 s’échappent 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).

Énergie de fission de 235
92
U
Énergie
(MeV)
% Énergie
totale
Commentaire
Énergie cinĂ©tique des fragments de fission166,282,0Ă©nergie instantanĂ©e localisĂ©e
Énergie cinĂ©tique des neutrons de fission4,82,4Ă©nergie instantanĂ©e dĂ©localisĂ©e
Énergie des γ de fission8,03,9
Énergie des neutrinos/antineutrinos9,64,7Ă©nergie instantanĂ©e perdue
Total188,693,0énergie instantanée
Énergie de radioactivitĂ© ÎČ des produits de fission7,03,5Ă©nergie diffĂ©rĂ©e
Énergie de radioactivitĂ© Îł des produits de fission7,23,5
Total14,27,0
Énergie totale libĂ©rĂ©e lors de la fission202,8100,0dont 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'Ă©nergie communiquĂ©e aux neutrinos ;
  • de la puissance rĂ©siduelle restante dans les Ă©lĂ©ments combustibles dĂ©chargĂ©s du cƓur ;
  • de l'Ă©nergie des gammas et neutrons dissipĂ©e dans les structures entourant le rĂ©acteur,

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
Énergie de fission (MeV)235
92
U
238
92
U
239
94
Pu
241
94
Pu
% Ă©nergie
totale
Commentaire
Énergie cinĂ©tique des fragments de fission166,2166,9172,8172,281,7Ă©nergie instantanĂ©e localisĂ©e
Énergie cinĂ©tique des neutrons de fission4,85,55,95,92,6Ă©nergie instantanĂ©e dĂ©localisĂ©e
Énergie des γ de fission8,07,57,77,63,7
Énergie des neutrinos/antineutrinos9,611,98,610,24,9Ă©nergie instantanĂ©e perdue
Total188,6191,8195,0195,993,0énergie instantanée
Énergie de radioactivitĂ© ÎČ des produits de fission7,08,96,17,43,5Ă©nergie diffĂ©rĂ©e
Énergie de radioactivitĂ© Îł des produits de fission7,28,46,17,43,5
Total14,217,312,214,87,1
Énergie totale libĂ©rĂ©e lors de la fission202,8205,9207,2210,6100,0
Énergie rĂ©cupĂ©rable en rĂ©acteur de puissance193,0197,0198,4200,395,1|
Énergies 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.

Énergies et vitesses des neutrons de fission

Énergie 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 Ă— 10−13 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 Ă— 10−27 kg.

On en dĂ©duit : vitesse moyenne des neutrons de fission = 19 280 km/s

Distribution en Ă©nergie

ProbabilitĂ© en Ă©nergie (i. e. vitesse) des neutrons issus des fissions de l'uranium 235. L'essentiel des neutrons Ă©mis ont une Ă©nergie comprise entre 0,25 et 4 MeV ; il n'y a guĂšre de neutrons ayant une Ă©nergie supĂ©rieure Ă  6 MeV.

La distribution en énergie des neutrons de fission est correctement représentée par la formule semi-empirique :

avec :

  • E en MeV ;
  • N(E) = probabilitĂ© d'avoir un neutron de fission d'Ă©nergie E ;
  • Le terme permet de normaliser Ă  1 entre 0 et 10 MeV les probabilitĂ©s relatives.

Pour 10 MeV, N(E) ressort Ă©gal Ă  0,33 %.

Énergies et vitesses des fragments de fission

Lors de la fission deux fragments de tailles inégales sont formés.

Fragment léger

  • Nombre moyen de nuclĂ©ons = 95
  • Énergie cinĂ©tique moyenne = 98,6 MeV
  • Vitesse moyenne = 14 090 km/s

Fragment lourd

  • Nombre moyen de nuclĂ©ons = 138,5
  • Énergie 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

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 — ce qui est technologiquement impossible dans l'Ă©tat actuel des connaissances —, l'Ă©nergie produite serait alors Ă©gale Ă  :

  • 1 fission produit 193 MeV = 193 Ă— 106 × 1,602 18 Ă— 10−19 = 3,092 2 Ă— 10−11 J
  • 1 gramme d'uranium 235 fissionnĂ© ⇔ 1/235,0439299 × NA fissions = 1/235,0439299 × 6,022 141 29 Ă— 1023 fissions = 2,562 13 Ă— 1021 fissions
  • 1 gramme d'uranium 235 fissionnĂ© ⇔ 2,562 13 Ă— 1021 × 3,092 2 Ă— 10−11 J = 7,922 63 Ă— 1010 J
  • 1 mĂ©gawatt-jour = 24 MWh = 24 Ă— 3 600 × 106 J = 8,64 Ă— 1010 J
  • 1 mĂ©gawatt-jour ⇔ 1,090 55 g d'uranium 235 fissionnĂ©

1 mĂ©gawatt-jour ⇔ 1,09 gramme d'uranium 235 fissionnĂ©

C'est-Ă -dire tous les atomes d'uranium 235 prĂ©sents dans (1,090 55 / 0,007 202) = 151,42 grammes d'uranium naturel. Or :

  • 1 mĂ©gawatt-jour = 1 000 000 Ă— 24 = 1 000 kW × 24 = 24 000 kWh
  • 24 000 / 151,42 = 158,497 kWh

Donc la fission de tous les atomes d'uranium 235 prĂ©sents 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 Ɠuvre 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 d’uranium naturel, qui contient en masse 0,7202 % d’235U, donne 5,705 9 Ă— 1014 joules (= 570 600 GJ (gigajoules)) soit plus de 10 000 fois plus d’énergie que la combustion d'une tonne d’équivalent 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 Ɠuvre 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. L’épaisseur 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

  1. L'uranium 238 n'est fissible que par des neutrons rapides d'énergie supérieure à 1 MeV.
  2. 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.
  3. 235 nuclĂ©ons dans l'uranium 235 + 1 neutron inducteur – 2,47 neutrons Ă©mis par la fission – 95 nuclĂ©ons dans le petit fragment = 138,53 nuclĂ©ons dans le fragment lourd.

Références

  1. (de) O. Hahn et F. Strassmann, Über den Nachweis und das Verhalten der bei der Bestrahlung des Urans mittels Neutronen entstehenden Erdalkalimetalle (Sur la dĂ©tection et les caractĂ©ristiques des mĂ©taux alcalino-terreux formĂ©s par irradiation de l'uranium avec des neutrons), Naturwissenschaften, vol. 27, no 1, 11-15 (1939), reçu le 22 dĂ©cembre 1938.
  2. (en) Elisabeth Crawford, Ruth Lewin Sime et Mark Walker, « A Nobel Tale of Postwar Injustice », Physics Today, vol. 50, no 9,‎ , p. 26-32.
  3. R. L. Sime (reviewed by Arne Hessenbruch), « Lise Meitner - A Life in Physics », European Journal of Physics, vol. 17, no 6,‎ (DOI 10.1088/0143-0807/17/6/021, lire en ligne).
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  8. P. Reuss, « Les réacteurs nucléaires » [PDF], sur energethique.com (consulté le ).
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  10. (en) « Photofission », sur Britannica.
  11. « Ariel, le réacteur nucléaire pour la médecine », sur Futura-sciences.
  12. D. Doré et al., Delayed neutron yields and spectra from photofission of actinides with bremsstrahlung photons below 20 MeV, J. Phys.: Conf. Ser., 2006, 41 241.
  13. Photofission of Heavy Nuclei at Energies up to 4 GeV, Phys. Rev. Lett., 84, 5740–5743 (2000).
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  23. « Radioactivite : Les noyaux fissiles », sur laradioactivite.com (consulté le ).
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  25. 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, Étienne Klein et Jean-Marc Cavedon, Moi, U235, atome radioactif, Flammarion, 2001
  • Bernhard Bröcker, Atlas de la physique atomique et nuclĂ©aire, La pochotĂšque, Le Livre de poche, 1997
  • Collectif, La Physique et les ÉlĂ©ments, UniversitĂ© de tous les savoirs, Odile Jacob, 2002

Liens externes

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