Neutronique
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2008-07-22T14:04:37Z
193.57.156.241
/* Théorie du transport des neutrons */
[[Image:Thermal reactor diagram.svg|thumb|right|300px|'''Parcours d'un neutron en réacteur''']]
La '''neutronique''' est l'étude du cheminement des [[neutron]]s dans la matière et des réactions qu'ils y induisent, en particulier la génération de puissance par la [[fission nucléaire|fission]] de noyaux d'[[atome]]s lourds.
Entre autres, la neutronique permet d'étudier les flux de [[neutron]]s (nombre de neutrons par unité de surface et par unité de temps : n/cm²/s), de la réactivité du milieu (ce paramètre permet de rendre compte de l'auto-entretien des [[réaction nucléaire|réactions nucléaires]]) et des taux de réactions (fission, absorption, diffusion) dans les milieux.
Les études de neutroniques sont à la base du fonctionnement des [[réacteur nucléaire|réacteurs nucléaires]] à fissions contrôlées tels que les [[réacteur à eau pressurisée|réacteurs à eau sous pression]] (REP) utilisés par [[Électricité de France|EDF]] pour produire de l'[[énergie]] et la délivrer sous forme électrique.
La neutronique est une branche de la [[physique]] qui a la particularité d'être intermédiaire entre des phénomènes microscopiques, à l'échelle atomique ([[Angström]]), et des phénomènes macroscopiques, à l'échelle d'un cœur de réacteur nucléaire ([[Mètre]]). Fondamentalement, c'est la description d'interaction des particules élémentaires que sont les [[neutron]]s avec les noyaux des [[atome]]s de la matière. Sur le principe physique, la neutronique dérive donc de la physique nucléaire. Cependant, la population de neutrons étant très nombreuse (de l'ordre de 10<sup>8</sup> [[neutron]]s libre par cm<sup>3</sup> dans un [[Réacteur à eau pressurisée|REP]]), on est amené à traiter les interactions neutrons/noyaux de manière globale en l'assimilant à un [[fluide]] comme en [[mécanique des fluides]].
L'étude de la neutronique se ramène alors au traitement de l'[[équation]] de Boltzmann (voir [[Ludwig Boltzmann]]) pour les neutrons.
== Réactions nucléaires induites par les neutrons ==
Les principales réactions neutron-matières sont :
* le [[choc élastique]] (ceci n'est pas à proprement parler une réaction neutronique) : lors de ce type de choc le neutron cède une partie de son énergie cinétique sur le noyau cible. L'énergie cédée est d'autant plus importante que la masse de la cible est faible. En multipliant ces chocs, son énergie cinétique va décroître jusqu'à atteindre une valeur d'équilibre qui correspond à l'agitation thermique du mileu (<math>E = k.T</math>). D'où l'appellation courante de neutron thermique pour des neutrons de faible énergie (E ≈ 0,025 eV à T = 300 K). Dans l'optique de favoriser la fission de l'<sup>235</sup>U sur l'absorption neutronique de l'<sup>238</sup>U, certains [[réacteur nucléaire|réacteurs nucléaires]] utilisent un milieu composé d'atomes légers pour [[thermalisation des neutrons|ralentir les neutrons]]. Ce milieu est appelé [[modérateur (nucléaire)|modérateur]]. Les modérateurs usuels sont l'eau légère (<math>H_2 O</math>), l'eau lourde ((<math>D_2 O</math>, D représente le [[deutérium]] isotope "lourd de l'[[hydrogène]]), le graphite (C) ou encore (applications expérimentales) l'oxyde de béryllium (BeO). En France, les centrales nucléaires sont maintenant exclusivement modérées à l'eau légère sous pression (réacteur à eau sous pression REP). Les canadiens utilisent l'eau lourde comme modérateur (réacteurs [[CANDU]]). Les réacteurs russes de type [[RBMK]] ([[Centrale nucléaire de Tchernobyl|Tchernobyl]]) ou encore les anciens réacteurs français à uranium naturel ([[UNGG]]) ont un modérateur graphite. L'eau (en fait l'hydrogène de l'eau) est théoriquement le modérateur le plus efficace car le plus léger, mais elle a comme défaut d'avoir une [[section efficace]] d'absorption non négligeable.
* l'absorption (ou capture) neutronique : l'atome cible absorbe le neutron en formant un isotope plus lourd de l'atome initial. Le nouvel atome peut être instable et décroître par [[radioactivité]] ([[Particule α|α]], [[Particule β|β]]) pour donner un nouvel atome. C'est le cas de la synthèse du [[plutonium]] dans les réacteurs nucléaires (absorption neutronique sur l'<sup>238</sup>U). Les isotopes qui par capture neutronique donnent naissance (après décroissance radioactive) à un noyau fissile sont appelés [[isotope fertile|isotopes fertiles]]. La plupart de la matière a une propension à absorber un neutron, cette propension est mesurée par la [[section efficace]] de capture.
* la fission nucléaire : le noyau cible absorbe le neutron incident puis se fractionne en 2 fragments plus quelques neutrons (en général 2 à 3). Seuls certains isotopes ont la capacité de générer des fissions, ce sont les isotopes fissiles. Ce sont par exemple les isotopes impairs (nombre de masse A impair) de l'uranium et du plutonium. Les isotopes pairs de ces mêmes atomes vont au contraire donner lieu à une absorption neutronique qui conduira à la création d'un nouvel élément qui lui est fissile. De même que pour la capture neutronique, la propension d'un noyau à la fission est mesurée par sa section efficace de fission.
* réactions (n,p) : la cible absorbe un neutron et émet un proton.
* réactions (n,α) : la particule émise est une particule α (noyau d'He). C'est par exemple le cas de la réaction sur le <sup>6</sup>Li qui permet de générer du tritium, combustible des futurs réacteurs de [[fusion nucléaire]].
* réactions (n,2n), (n, α+n)...
===Bilan neutronique d'un [[réacteur à eau pressurisée]] ===
On suppose que le seul matériau fissile est <sup>235</sup>U. Les nombres indiqués sont des ordres de grandeur. 100 fissions d'uranium 235 libèrent en moyenne 250 neutrons, qui donnent lieu aux réactions suivantes :
* 100 neutrons provoquent 100 nouvelles fissions, entretenant ainsi la réaction en chaîne, et consommant 100 noyaux du matériau fissile ;
* 70 neutrons subissent des captures fertiles par 70 noyaux du matériau fertile <sup>238</sup>U, les transformant en autant de noyaux fissiles de <sup>239</sup>Pu ;
* 75 neutrons subissent des captures stériles, soit par des noyaux fissiles (30 neutrons) soit par des noyaux du réfrigérant, des structures du cœur, des éléments de contrôle ou des produits de fission ;
* 5 neutrons fuient hors du cœur (pour être capturés par des protections neutroniques).
=== Bilan neutronique d'un [[réacteur à neutrons rapides]]===
On suppose que le seul matériau [[isotope fissile|fissile]] est <sup>239</sup>Pu. 100 fissions de <sup>239</sup>Pu libèrent en moyenne près de 300 [[neutron]]s. Ces neutrons vont subir les réactions suivantes :
* 100 [[neutron]]s provoquent 100 nouvelles fissions, entretenant la réaction en chaîne et consommant 100 noyaux fissiles de <sup>239</sup>Pu ;
* 100 [[neutron]]s subissent, dans le cœur même du réacteur, une capture fertile par 100 noyaux de <sup>238</sup>U, les transformant en autant de noyaux fissiles de <sup>239</sup>Pu ;
* 40 [[neutron]]s subissent une capture stérile, soit par des noyaux fissiles (20 neutrons), soit par des noyaux du réfrigérant, des structures, des éléments de contrôle ou des produits de fission ;
* 60 [[neutron]]s fuient hors du cœur proprement dit, où ils subissent pour l'essentiel (50 neutrons) une capture fertile par 50 noyaux de <sup>238</sup>U, les transformant en autant de noyaux de <sup>239</sup>Pu ; les autres neutrons (10) subissent une capture stérile, soit dans les couvertures, soit dans les protections neutroniques.
Calculons dans les deux cas le taux de régénération TR, soit par définition le rapport du nombre de noyaux fissiles produits par capture fertile au nombre de noyaux fissiles détruits par fission et capture stérile. Pour un REP, on obtient TR=0,6. Pour Superphénix, on obtient 0,8 en ne comptant que le cœur et 1,25 en comptant les couvertures. On voit donc qu'un [[Réacteur nucléaire|réacteur]] tel que Superphénix est surgénérateur grâce à la présence de couvertures. À l'inverse, entourer un REP de couvertures ne servirait à rien, étant donné le faible nombre de neutrons qui fuient hors du cœur.
Pour obtenir un [[surgénération|surgénérateur]], on voit donc qu'il faut favoriser la [[transmutation]] de <sup>238</sup>U en <sup>239</sup>Pu dans les couvertures, sous l'effet du [[flux neutronique]]. La probabilité d'une telle réaction est donnée par sa section efficace, laquelle dépend de la vitesse du neutron incident. Un [[neutron]] issu d'une réaction de fission a une énergie moyenne de 2 MeV. À cette vitesse, la section efficace de la réaction cherchée est d'environ 1 barn. Cependant, pour une énergie comprise entre 5 et 5000 eV, la section efficace devient énorme, de plusieurs milliers à plusieurs dizaines de milliers de barns. Il s'agit d'un phénomène de résonance, car si l'on continue à diminuer la vitesse du [[neutron]] (l'énergie d'un neutron thermique à 400°C est comprise entre 10<sup>-2</sup> et 10<sup>-1</sup> eV), la section efficace retrouve des valeurs faibles. Par conséquent, en utilisant des neutrons thermiques, comme dans un REP, on n'a aucune chance de favoriser la transmutation de l'[[uranium]]. Par contre, des [[neutron]]s non ralentis, en perdant de l'énergie dans des collisions inélastiques avec <sup>238</sup>U, passent progressivement d'une vitesse de l'ordre de 2 MeV à une vitesse favorable à la [[transmutation]]. C'est là tout l'intérêt des réacteurs à neutrons rapides (RNR) tels que Superphénix.
L'utilisation de [[neutron]]s rapides a d'ailleurs un autre avantage. En effet, pour des vitesses de l'ordre du keV, les réactions intempestives de capture stérile des [[neutron]]s par des noyaux de la structure du cœur est de l'ordre du barn, alors qu'elle est de plusieurs centaines de barns pour des
[[neutron]]s thermiques. La conception d'un RNR est donc moins limitative en terme de choix de matériaux que celle d'un [[Réacteur à eau pressurisée|REP]].
Pour autant, le phénomène physique qui justifie dans les REP l'utilisation de neutrons thermiques se retrouve dans les RNR. À une vitesse de l'ordre du keV, un [[neutron]] n'induit la fission d'un noyau de <sup>235</sup>U ou de <sup>239</sup>Pu qu'avec une section efficace de l'ordre du barn. À l'inverse, l'emploi d'un neutron thermique hausse la même section efficace à plusieurs centaines de [[barn]]s. L'utilisation de neutrons rapides doit donc compenser une faible section efficace de fission par une importante densité en [[Plutonium|plutonium fissile]].
Dans les [[Réacteur nucléaire|réacteurs]] à neutrons thermiques, la majorité de l'[[énergie]] est fournie par l'[[uranium 235]], directement [[isotope fissile|fissible]] mais présent seulement à 0,7 % dans l'[[uranium]] naturel. La filière des RNR promettrait donc d'obtenir au final environ 100 fois plus d'[[énergie]] à partir d'une même masse initiale de matière fissile.
== Théorie du transport des neutrons ==
*Équation de Boltzmann :
<math>
\frac{
\partial{N(\overrightarrow{r},\overrightarrow{\Omega},E,t) }
}
{
\partial{t}
}
=
-v\overrightarrow{\Omega}.\overrightarrow{\nabla} N(\overrightarrow{r},\overrightarrow{\Omega},E,t) - \Sigma_{t}(\overrightarrow{r},E)vN(\overrightarrow{r},\overrightarrow{\Omega},E,t) + Q(\overrightarrow{r},\overrightarrow{\Omega},E,t) + </math>
<math>
\int_{4\pi}d\Omega ' \int_{0}^{\infty} dE'\Sigma_{s}(\overrightarrow{r},\overrightarrow{\Omega}' \to \overrightarrow{\Omega}, E' \to E)v'N(\overrightarrow{r},\overrightarrow{\Omega}',E',t) \dots
</math>
*Méthodes de résolution de l'équation du transport :
**[[Méthode de Monte-Carlo]] (avec par exemple les codes [[MCNP]] et TRIPOLI4)
**Méthodes déterministes par résolution des formes différentielle et intégro-différentielle de l'équation du transport avec les méthodes de différences finies ou d'éléments finis. Par les exemples de codes sont:
***APOLLO, CRONOS : développés par le [[CEA]] principalement pour les réacteurs à neutrons thermiques
***COCCINELLE: développés par l'[[EDF]]
***ERANOS: développé par le [[CEA]] principalement pour les réacteurs à neutrons rapides
***DONJON: développé par [[Hydro-Quebec]]
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