Réaction en chaîne (nucléaire)

Un article de Wikipédia, l'encyclopédie libre.

Pour les articles homonymes, voir Réaction en chaîne.

Cet article est une ébauche concernant la physique nucléaire.

Vous pouvez partager vos connaissances en l’améliorant. (Comment ?).

Schéma d'une réaction en chaîne de fission nucléaire
1. Un atome d' uranium-235 absorbe un neutron, et se divise en 2 nouveaux atomes (produits de fission), relâchant 3 nouveaux neutrons et de l'énergie de liaison.
2. L'un des neutrons est absorbé par un atome d'uranium-238, et ne continue pas la réaction. Un autre neutron est simplement perdu et ne continue pas la réaction. Cependant, un neutron rentre en collision avec un atome d'uranium-235, qui se divise et relâche deux neutrons et de l'énergie de liaison.
3. Ces deux neutrons entrent en collision avec des atomes d'uranium-235, qui se divisent et relâchent de 1 à 3 neutrons, qui peuvent encore entretenir la réaction

Dans le domaine du nucléaire, une réaction en chaîne se produit lorsqu'un neutron cause la fission d'un atome fissile produisant un plus grand nombre de neutrons qui à leur tour causent d'autres fissions.

Une réaction en chaîne non contrôlée, qui se produit avec une quantité suffisamment importante de combustible fissile (masse critique) peut mener à une explosion d'énergie, c'est le principe d'une bombe atomique. La réaction en chaîne peut aussi être contrôlée et utilisée dans un réacteur nucléaire pour produire de l'énergie.

Lors d'une réaction de fission nucléaire, l'absorption d'un neutron par un noyau fissile permet la libération de plusieurs neutrons. Chaque neutron émis peut à son tour casser un autre noyau fissile et la réaction se poursuit ainsi, d'elle-même. Cette réaction en chaîne n'a lieu que si au moins un neutron émis lors d'une fission est apte à provoquer une nouvelle fission.

Voici trois équations de fissions, montrant des valeurs moyennes :

²³⁸U + neutron = ²³⁹U
²³⁵U + neutron = produits de fission + 2.52 neutrons + 180 MeV
²³⁹Pu + neutron = produits de fission + 2.95 neutrons + 200 MeV

Ces équations ne tiennent pas compte des 10 MeV pour les neutrinos inutiles et quasiment indétectables.

Dans un milieu réactif, la vitesse à laquelle se déroule cette réaction en chaîne est mesurée par le facteur de multiplication.

Sommaire

1 Histoire
2 Vitesse et stabilité des réactions en chaîne
3 Voir aussi
4 Liens externes

[modifier] Histoire

Le concept a été développé par Leó Szilárd en 1933, qui déposa un brevet l'année suivante. Leo Szilárd essaya de créer une réaction en chaîne avec du béryllium et de l'indium en 1936 mais sans succès.

Le 2 décembre 1942, Enrico Fermi et Leó Szilárd réalisent à l'université de Chicago la première réaction en chaîne, fondée sur la fission nucléaire de noyaux atomiques fissiles, dans le cadre du projet Manhattan.

La seule réaction en chaîne naturelle auto-entretenue connue a été découverte à Oklo en septembre 1972.

[modifier] Vitesse et stabilité des réactions en chaîne

[modifier] Durée de vie des neutrons directs

La durée de vie des neutrons directs, l, est le délai moyen entre une émission d'un neutron et soit leur absorbtion par le système, ou leur sortie des limites du système. Le terme "durée de vie" est utilisé parce que l'émission d'un neutron est considéré comme sa "naissance", et son absorption ultérieure est assimilable à une "mort". Pour des réacteurs à neutrons thermiques (dont la vitesse relativement lente), la durée de vie typique d'un neutroon est de l'ordre de 10^-4 secondes; pour des réacteurs à neutrons rapides, cette durée de vie est de l'ordre de 10^-7 secondes. Ces durées extrêmement courtes signifient qu'en une seconde, il peut y avoir de 10_000 à 10_000_000 générations de neutrons.

Le temps moyen entre générations, Λ, est le temps moyen qui sépare l'émission d'un neutron de sa capture par un noyau fissible, résultant en une nouvelle fission. Ce temps moyen est différent de la durée de vie du neutron émis, parce que le temps moyen entre neutrons n'inclut que les neutrons qui induisent une nouvelle fission (et ne comprend pas ceux qui sont perdus par ailleurs). Ces deux durées de vie sont reliées par la formule suivante:

$\Lambda = \frac{l}{k}$

Dans cette formule, k est le facteur (multiplicatif) d'efficacité neutronique, décrit ci-dessous.

[modifier] Facteur d'efficacité multiplicative des neutrons

Le facteur d'efficacité multiplicative des neutrons, k, est le nombre moyen de neutrons émis par une fission qui engendre une nouvelle fission. Les autres neutrons issus de la fission sont absorbés sans induire de fission nucléaire, ou s'échappent du système sans être absorbés. La valeur de k gouverne l'évolution d'une réaction en chaîne:

Si k<1 (situation sous-critique): le système ne peut pas entretenir une réaction en chaîne, et toute chaîne finit par s'éteindre. Pour chaque fission qui apparaît dans le système, il y aura en moyenne 1/(1 − k) fissions induites.
Si k = 1 (situation critique): chaque fission engendre en moyenne une autre fission, ce qui conduit à un niveau de réaction (et de puissance) constant. Les réacteurs nucléaires opèrent à k=1.
k>1 (situation super-critique): pour chaque fission qui apparaît dans la matière fissible, i y aura en moyenne k fissions à la génération suivante. Le nombre de fissions croît exponentiellement, suivant la formule $e (k - 1) t / Λ$ , où t est le temps. Les armes nucléaires sont conçues pour fonctionner dans cet état.

Il y a en fait deux types de situation supercritique: la supercriticité immédiate, et la supercriticité retardée.

[modifier] Supercriticité prompte et retardée

La quasi totalité des neutrons de fission (99.3% pour l'U235) sont émis instantanément (de l'ordre de 10^-7s). Pour une faible fraction des produits de fissions, il y a d'abord une désexitation du noyau fils par radioactivité β, suivie de l'émission de neutrons dits "β-retardés" (ils sont émis avec la période de la désintégration β, de l'ordre de quelques secondes). Les neutrons qui proviennent directement de la fission sont appelés des neutrons prompts, ceux qui proviennent de la radioactivité de la matière sont des neutrons retardés. La fraction de neutrons retardés dans le système est notée β, et sa valeur est typiquement inférieure à un pourcent du nombre total de neutrons dans une réaction en chaîne. Elle décroît quand le numéro atomique du noyau qui fissionne croît.

C'est grâce à la présence de ces neutrons retardés qu'un réacteur nucléaire change de régime beaucoup plus lentement qu'il ne le ferait avec les neutrons prompts uniquement: sans ces neutrons retardés, les changements dans les taux de réaction des réacteurs seraient beaucoup trop rapides pour être contrôlés par des boucles de rétroactions techniques.

La zone de supercriticité compris entre k = 1 et k = 1/(1-β) est dite de supercriticité retardée. C'est dans cette zone qu'opèrent tous les réacteurs nucléaires. De son côté, la zone où k > 1/(1-β) est dite de supercriticité prompte, c'est celle où opèrent les armes nucléaires.

Dans le jargon nucléaire, l'intervalle entre criticité et criticité prompte est appelé un "dollar". C'est la valeur de la fraction de neutrons retardés, le β.

[modifier] Différence entre criticité et criticité immédiate

Un système est juste critique si chaque fission en engendre en moyenne exactement une autre. Dans ce cas, la réaction de fission est auto-entretenue.

Quand un atome d'uranium 235 subit une fission, il engendre typiquement deux ou trois neutrons (en moyenne, 2.4). Dans ce cas, un système sera critique si chaque neutron a une probabilité de 1/2.4 = 42% de générer une autre fission (l'alternative étant de sortir du système, ou d'être absorbé par un atome sans provoquer de fission). On peut jouer sur cette probabilité en augmentant l'enrichissement isotopique de l'uranium (ce qui augmente le nombre d'atome fissibles présents), ou en ralentissant les neutrons (en les laissant diffuser sur des atomes légers, appelés modérateurs), parce que l'atome U-235 capture plus facilement les neutrons lents (neutrons thermiques) que les neutrons rapides (la section efficace varie avec l'énergie des neutrons).

Dans un système sous-critique, chaque fission engendre en moyenne moins d'une nouvelle fission (k<1), et il faut des neutrons extérieurs à la chaîne pour entretenir la réaction. Si l'on injecte des neutrons dans un tel système, le nombre de neutron découlant de cette injection décroîtra exponentiellement avec le temps. Si un tel système est soumis à un flux constant de neutrons, le flux induit sera également constant, et la constante de proportionalité sera d'autant plus grande que k sera proche de 1 - elle varie en 1/(1-k).

Dans un système juste critique, chaque fission en engendre une nouvelle: dans ce cas, si l'on injecte des neutrons, l'activité neutronique résultant de cette injection sera constante au fil du temps. Si un tel système est soumis à un flux constant de neutrons, l'activité neutronique croîtra donc linéairement en fonction du temps.

Dans un système supercritique (k>1), le nombre de neutrons augmente exponentiellement en fonction du temps. Mais le comportement est très différent suivant que la criticité est atteinte avec les neutrons directs uniquement (supercriticité immédiate), ou si elle n'est dépassée qu'avec les neutrons retardés (supercriticité retardée). Si le système n'est pas immédiatement supercritique, cette croissance restera relativement lente (typiquement, un doublement en quelques minutes). En revanche, si le système est dans la zone "immédiatement supercritique", l'augmentation du nombre de neutrons sera extrêmement rapide, et conduira à une explosion si la situation est maintenue suffisamment longtemps par rapport à la durée de vie des neutrons directs - en l'occurrence, de l'ordre de quelques millionièmes de secondes, voire moins...

On peut considérer que dans un réacteur nucléaire à l'équilibre, les neutrons directs forment de leur côté un système sous-critique, soumis au flux (pratiquement statique à cette échelle de temps) des neutrons retardés. Le fonctionnement est équilibré lorsque la décroissance de la population des neutrons retardés est exactement compensée par les nouveaux noyaux exités produits par les fissions. Dans cette zone, en première approximation, l'activité neutronique croît donc linéairement en fonction du temps, ce qui permet un pilotage cybernétique de la réaction tant qu'elle ne s'écarte pas significativement de la situation juste critique.