Température neutronique

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Graphique des fonctions de densité de probabilité de vitesse de la vitesse de quelques gaz nobles à une température de 298,15 K (25 °C). Des distributions de vitesse similaires sont obtenues pour des neutrons modérés..

La température des neutrons, aussi appelée énergie des neutrons, indique l'énergie cinétique d'un neutron libre, habituellement donnée en électron-volts. Le terme température est utilisé, depuis que les neutrons chauds, thermiques ou froids sont modérés (ie: ralentit) dans un milieu à certaine température (ie: vitesse). La distribution de l'énergie des neutrons est ensuite adopté à la distribution de Maxwell–Boltzmann connue pour l'agitation thermique. Qualitativement, plus la température est élevée, plus l'énergie cinétique du neutron libre est grande. L'énergie cinétique, la vitesse et la longueur d'onde du neutron sont liés par la relation de De Broglie.

Plage de distribution de l'énergie des neutrons[modifier | modifier le code]

La distribution de l'énergie des neutrons modérés ou non est répertoriés dans le tableau ci-dessous:

  • Neutrons rapides ont une énergie supérieure à 1 eV, 0,1 MeV ou approximativement 1 MeV, cela dépend de la définition.
  • Neutrons lents ont une énergie inférieure ou égale à 0,4 eV.
  • Neutrons épithermiques ont une énergie comprise entre 1 eV et 10 keV.
  • Neutrons chauds ont une énergie d'environ 0,2 eV.
  • Neutrons thermiques ont une énergie d'environ 0,025 eV[1].
  • Neutrons froids ont une énergie comprise entre 5x10−5 eV et 0.025 eV.
  • Neutrons très froids ont une énergie comprise entre 3x10−7 eV et 5x10−5 eV.
  • Neutrons ultra froids ont une énergie inférieure à 3x eV.
  • Continuum region neutrons ont une énergie comprise entre 0,01 MeV et 25 MeV.
  • Resonance region neutrons ont une énergie comprise entre 1 eV et 0,01 MeV.
  • Low energy region neutrons ont une énergie inférieure à 1 eV.

Neutrons rapides[modifier | modifier le code]

Un neutron rapide est un neutron libre avec un niveau d'énergie cinétique au moins égale à une valeur voisine de 1 MeV (100 TJ/kg), d'où une vitesse au moins égale à 13 800 km/s.(La valeur de 0,907 MeV est parfois citée pour définir la limite du domaine rapide). Ils sont nommés neutrons rapides pour les distinguer des neutrons thermiques de faible énergie, et des neutrons à haute énergie produits en gerbes cosmiques ou dans les accélérateurs. Les neutrons rapides sont produits par des procédés nucléaires comme la fission nucléaire qui produit des neutrons de 2 MeV d'énergie en moyenne.

Les neutrons issus de réactions de fusion ont généralement une énergie bien supérieure à 1 MeV; le cas extrême est la fusion deutérium-tritium, qui produit des neutrons de 14,1 MeV (soit 2,26x10−12 joule) (soit encore 1 350 TJ/kg, se déplaçant à 51 940 km/s, 17,32 % de la vitesse de la lumière) qui peut facilement fissionner de l'uranium-238 et d'autres actinides non fissiles.

Les neutrons rapides peuvent être ralentis pour devenir des neutrons thermiques via un processus appelé modération. Cela se fait avec un modérateur de neutrons. Dans les réacteurs, on utilise typiquement de l'eau lourde, de eau légère, ou du graphite pour modérer les neutrons rapides.

Neutrons thermiques[modifier | modifier le code]

Un neutron thermique est un neutron libre ayant une énergie cinétique de l'ordre de 0,025 eV (environ 4.0×10−21 J; 2,4 MJ/kg, donc une vitesse de 2,2 km/s) qui est l'énergie correspondant à la vitesse la plus probable à une température de 290 K (17 °C), selon le mode de la distribution de Maxwell-Boltzmann pour cette température.

Après un certain nombre de collisions avec des noyaux (diffusion) dans un milieu modérateur de neutrons à cette température, les neutrons atteignent ce niveau d'énergie, à condition qu'ils ne soient pas absorbés.

Les neutrons thermiques ont une section efficace d'absorption différente et souvent plus élevée, pour un nucléide donné, que les neutrons rapides, et peuvent donc être absorbé plus facilement par un noyau atomique, créant ainsi un isotope plus lourd - et souvent instable - de l'élément chimique (activation neutronique).

Comparaison entre réacteur à neutrons rapides et thermiques[modifier | modifier le code]

La plupart des réacteurs à fission sont des réacteurs thermiques qui utilisent un modérateur de neutrons pour ralentir, ou thermaliser les neutrons produits par la fission nucléaire. La modération augmente sensiblement la section efficace de fission des noyaux fissiles comme l'uranium-235 ou du plutonium-239. En outre, l'uranium-238 a également une section efficace de capture beaucoup plus faible pour les neutrons thermiques, ce qui permet à plus de neutrons de provoquer la fission des noyaux fissiles et continuer la réaction en chaîne, plutôt que d'être capturé par l'uranium-238. La combinaison de ces effets permet aux réacteurs à eau légère d'utiliser de l'uranium faiblement enrichi. Les réacteurs à eau lourde et les réacteurs modérés au graphite peuvent même utiliser de l'uranium naturel car leurs modérateurs ont une section efficace de capture de neutrons beaucoup plus faible que l'eau légère[2].

Une augmentation de la température du combustible accroit également l’absorption des neutrons thermiques par l'U-238 par effet Doppler, fournissant une rétroaction négative qui aide à contrôler le réacteur. Aussi, lorsque le modérateur est aussi un liquide caloporteur (eau légère ou eau lourde), l'ébullition du liquide de refroidissement réduit la densité de modérateur et fournit une rétroaction négative (un coefficient de vide négatif).

Les neutrons ayant une énergie intermédiaire ont un ratio fission/capture plus faible que les neutrons rapides ou thermiques pour la plupart des combustibles. Une exception est l'uranium-233 du cycle du thorium qui a un bon ratio fission/capture pour les neutrons de toutes les énergies.

Les réacteurs à neutrons rapides utilisent des neutrons rapides non modérés pour maintenir la réaction et nécessite que le combustible ait une concentration plus élevée de matières fissiles par rapport au matériau fertile U-238. Toutefois, les neutrons rapides ont un meilleur rapport fission/capture pour beaucoup de nucléides, et chaque fission rapide génère un plus grand nombre de neutrons, de sorte qu'un surgénérateur peut potentiellement "créer" plus de combustible fissile qu'il n'en consomme.

Le contrôle des réacteurs rapides ne peut pas dépendre de l'élargissement Doppler ou du coefficient de vide négatif d'un modérateur. Toutefois, la dilatation thermique du combustible lui-même peut fournir rapidement une rétroaction négative. Le développement des réacteurs rapides a été quasiment mis de sommeil avec seulement une poignée de réacteurs construits dans les décennies qui ont suivi l'accident de Tchernobyl (et à cause des cours peu élevé de l'uranium) - bien qu'il existe aujourd'hui un renouveau avec plusieurs pays d'Asie qui comptent construire des prototypes de réacteurs à neutrons rapides dans les années à venir.

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. C'est l'énergie la plus probable, alors que l'énergie moyenne est de 0,038 eV.
  2. Some Physics of Uranium. Accessed March 7, 2009

Liens externes[modifier | modifier le code]