Réacteur à neutrons thermiques

Dans un réacteur nucléaire, la chaleur produite par la désintégration d’atomes de matières fissiles énergétiques au sein de son cœur est transférée à un fluide (gaz ou liquide) qui actionne les turbines d’un alternateur et produit ainsi de l’électricité.

Rappels généraux sur la fission nucléaire

Sous l’effet d’une collision avec un neutron, le noyau de certains gros atomes, dits fissiles, a la propriété de se casser en deux. La matière fissile qui constitue le cœur des réacteurs est en général de l’uranium ou du plutonium[1]. En absorbant un neutron, un noyau d’atome 235U se transforme ainsi en 236U, un isotope de l’uranium, dans un état excité de 6,2 Méga-électrons-volts (MeV) (1 MeV = 1,6.10-13 joules). Cette énergie suffit pour que le noyau puisse franchir la barrière de fission, de 5,7 MeV et se fragmenter en deux autres noyaux comme par exemple le Krypton 93 (93Kr) et le Baryum 140(140Ba) [2] :

ou bien le strontium et le xénon : + γ

Une importante quantité d’énergie est libérée lors de cette fission, de l’ordre de 200 MeV pour un noyau d’Uranium 235. La part principale de cette énergie est constituée par l' énergie cinétique des deux atomes créés[3]. Elle s'accompagne en général de l'émission d'un ou de plusieurs neutrons rapides (généralement 2 ou 3) qui ont une énergie cinétique moyenne de 2 MeV[4]. Ceux-ci réagissent avec les noyaux qu'ils rencontrent et sont soit diffusés, c'est-à-dire renvoyés dans une direction différente, soit absorbés. Tant que la probabilité d'absorption reste faible, les neutrons se conservent pratiquement en nombre, mais leur énergie décroît peu à peu à 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' hydrogène le meilleur des modérateurs/ralentisseurs de neutrons), l'eau lourde (eau dans laquelle n'a été conservé, grâce à une séparation isotopique, que l'isotope lourd de l'hydrogène, le deutérium), le béryllium ou son oxyde, la glucine, et enfin le graphite (carbone pur)[5]. Avec un modérateur efficace, les neutrons se ralentissent jusqu'à ce que leur énergie cinétique soit à peu près égale à l'énergie d'agitation thermique du milieu diffusant (0,025 eV à la température de 300 K). La plupart des fissions se produisent alors à cette énergie et le réacteur est dit à neutrons thermiques. Dans le cas contraire, le réacteur est dit à neutrons rapides[5].

Nécessité du ralentissement (de la modération) des neutrons dans un réacteur à neutrons thermiques

La raison principale pour laquelle on cherche dans un réacteur thermique à ralentir les neutrons issus de fission pour les amener au niveau d'énergie (de vitesse) thermique est liée au fait que la probabilité qu'une rencontre d'un neutron thermalisé avec un atome fissile donne lieu à fission de l' atome rencontré est sensiblement 250 fois plus élevée que dans le cas ou le neutron possède une énergie (une vitesse) élevée voisine de son énergie initiale.

Bilan neutronique

Certaines captures de neutrons ne donnent pas lieu à la fission du noyau et l'importance relative de ces captures parasites doit être strictement limitée pour qu'une réaction en chaîne, divergente ou stationnaire, soit réalisée. Pour entretenir une réaction en chaîne, l'un des n neutrons produits à chaque fission devra à son tour être absorbé dans le combustible, les n - 1 qui restent pouvant être perdus par capture dans les autres constituants du milieu, ou par fuite en dehors du dispositif. n dépend de l'énergie des neutrons. Dans le cas des neutrons thermiques, il est égal à 2,08 pour 235U et 239Pu, à 1,8 pour l’uranium enrichi, mais à 1,36 seulement pour l'uranium naturel[6]. Le contrôle de la réaction en chaîne est assuré par l'insertion de barres de commandes contenant des matériaux très absorbants des neutrons, généralement désignés: "absorbants mobiles de contrôle de la réactivité du cœur". Les matériaux absorbants utilisés sont typiquement: le bore, le cadmium, l'argent, l'indium ainsi que d'autres non listés ici.

Production de chaleur par la fission - Ordres de grandeurs

La fission d’une tonne d’uranium naturel, qui contient 0,7 % d’235U, donne 10 000 fois plus d’énergie que la combustion d'une tonne d’équivalent pétrole : 420 000 Gj contre 42 Gj (giga-joules)[7].

La fission d'un gramme d 'uranium 235 donne une énergie égale à:

1/235 * No (Nombre d' Avogadro) * 200 MeV 200 MeV = 200 * 106 * 1,6 * 10-19 = 3,2 * 10-11 joule Ainsi 1 gramme d'uranium 235 fissionné libère 1/235 * 6,02 1023 * 3,2 * 10-11 joule, soit 8,2 * 1010 joule. Or 1 Megawatt * jour = 24 * 3600 * 106 joule = 8,64 * 1010 joule

Ainsi 1 MegaWatt * jour ⇔ 1,05 gramme d'uranium 235 fissionné

Références

• [1] [pdf]Des nouvelles de la fission [archive] sur site du Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie de Grenoble [archive]. Consulté le 10 avril 2011 p 18
• [2] [pdf]Physique & Physique & Astrophysique Nucléaires [archive] sur www.enseignement.polytechnique.fr/. Consulté le 12 avril 2011 dia 2
• [3] [pdf]Éléments sur l’énergie nucléaire [archive] sur site de la Société française de Physique [archive]. Consulté le 11 avril 2011 p 4
• [4] a et b [pdf]P. Reuss, « Les réacteurs nucléaires [archive] » sur www.energethique.com. Consulté le 11 avril 2011
• [5] [pdf]Physique & Physique & Astrophysique Nucléaires [archive] sur www.enseignement.polytechnique.fr/. Consulté le 12 avril 2011 dia 9
• [6] [pdf]Des nouvelles de la fission [archive] sur site du Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie de Grenoble [archive]. Consulté le 12 avril 2011 p 23
• [7] Les réacteurs à eau bouilante [archive] sur www.asn.f. Consulté le 14 avril 2011

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