condition de fission nucléaire

[Weals]

Bonjour,

Je me pose une question concernant le phénomène de fission nucléaire.
Lorsqu'une fission est déclanchée par colision entre une particule incidente et un noyau lourd radioactif, l'énergie totale libérée par la fission est-elle supérieure à l'énergie cinétique possédée par la particule incidente ? Autrement dit, si j'appelle l'équivalence énergétique du défaut de masse du noyau père : B, la somme des énergies cinétiques des particules (noyaux fils + neutrons) issues de la fission : C, et l'énergie cinétique initiale de la particule incidente provoquant la fission : A, est-ce qu'une condition de fission est A > B+C ?
Le rendement energétique d'une fission est-il inférieur à 1 dans ce cas ?
J'ai du mal à comprendre comment le phénomène de réaction nucléaire en chaine est possible si tel est le cas...

En vous remerciant par avance.
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[XK150]

Salut ,

Il n'y a pas besoin d'énergie de la particule incidente , contrairement à ce que pense la majorité du public et de ce qui est enseigné dans les " petites " classes .

Déjà , toutes les matières fissiles présentent des fissions spontanées .

Donnons un modèle simple de la fission provoquée , par exemple sur 235U :

La fission de 235U commence par la capture d'un neutron : 235U + n ---> 236U

Cette réaction de capture , très courante en présence de neutrons , n'est pas une réaction à seuil , au contraire , elle est exothermique , c' est la même qui produit le 60Co dont tout le monde a entendu parler : 59Co +n ----> 60Co .
Plus le neutron est lent et plus sa section efficace ( la probabilité de se produire ) est grande .
On l'expliquera simplement ici , en disant que plus le neutron passe de temps près du noyau 235U , plus il a de chance de se faire capturer .

Ceci explique déjà la nécessité d'un modérateur , d'un ralentisseur de neutrons pour établir un réacteur nucléaire , car les neutrons de fission naissent à environ 2 MeV
et il faut alors les amener en équilibre avec la température du milieu , environ 0.025 eV pour obtenir une bonne probabilité de réaction de capture .

Au bout de 10^-15 s environ , pour le noyau 236U fortement excité , 2 possibilités :

- Dans 16.3% des cas , il reste 236U , légèrement radioactif à très longue période .
- Dans 83.7% des cas , il fissionne , c' est à dire se fractionne spontanément en 2 ( plus rarement 3 ) noyaux ( les produits de fission ) en émettant aussi des neutrons ,
entre 0 et 7 neutrons , mais , en moyenne 2.41 neutrons par fission .

A noter que les nombres protons , neutrons restent strictement les mêmes avant ou après fission .
Une fission produit environ 200 MeV . Tout se passe sur le bilan des défauts de masse ( ou énergie de liaison ) .
Et donc , en parlant rigoureusement , ce n'est pas 235U qui est fissile , mais 236U .
La particule incidente DOIT être un neutron .

C'est cette valeur de 2.41 neutrons produits pour 1 neutron capturé qui a donné l'idée de la réaction en chaîne à Joliot-Curie en 1939 et à ses dépôts de brevets .

Maintenant une autre histoire commence si vous voulez ETABLIR une réaction en chaîne produisant une énergie notable à l'échelle humaine : il s'ajoute des conditions " matière " et des conditions géométriques :
Il faut établir et construire une masse critique et même surcritique ... Et en maintenir le contrôle !

[pm42]

Ceci explique déjà la nécessité d'un modérateur , d'un ralentisseur de neutrons pour établir un réacteur nucléaire , car les neutrons de fission naissent à environ 2 MeV
...
Il faut établir et construire une masse critique et même surcritique ... Et en maintenir le contrôle !

Tu parles de réacteur. Si on ne modère ni ne contrôle, la réaction en chaine a quand même lieu et on a pu constater ce qui se passe

[XK150]

Tu parles de réacteur. Si on ne modère ni ne contrôle, la réaction en chaine a quand même lieu et on a pu constater ce qui se passe

Dans le cas préçis des réacteurs nucléaires modérés , par exemple les réacteurs à eau légère des REP EDF , sans eau , le réacteur ne diverge pas , ne fonctionnera pas .

Ne pas confondre avec la puissance résiduelle gamma essentiellement émise par les produits de fission d'un coeur usagé ( mais pas pour un coeur neuf ) .

Dit autrement , un chargement neuf , sans eau ( sans modérateur ) , au fond de la cuve , il ne se passe rien et le chargement est très peu radioactif en lui-même .
Sans eau , on n'a pas une masse "'critique " , de par la géométrie de l'ensemble coeur .

[A voir en vidéo sur Futura]

[pm42]

Je faisais juste remarquer que la question était sur les réactions en chaine en général et que tu réponds en parlant uniquement de réacteur. Il y a aussi les bombes.

[XK150]

Ton message commence par " tu parles de réacteur ... "

Donc , je réponds sur les réacteurs ....

Maintenant , rien m'empêche de parler des bombes mais ouvres un autre sujet : la question primaire est sur la fission , même pas sur les réacteurs ( que j'aborde de loin dans ma dernière phrase seulement ) .

Et cette dernière est générale , aussi bien réacteur que bombe .

[nonoceb]

Je remercie XK150 pour la qualité des reponses

[Weals]

Merci XK150 pour cette réponse enrichissante (message 2).

Si je comprends bien, la fission nucléaire est spontanée et entraîne un transfert thermique important, à l'image de pastilles de soude qu'on plonge dans le l'eau (analogie à coté de la plaque ?) . Je me pose donc des questions concernant la quantité de mouvement en lisant la phrase suivante : "Il n'y a pas besoin d'énergie de la particule incidente". Imaginons un neutron incident, et 2 neutrons émis par la désintégration de (après capture du neutron). Négligeons les quantités de mouvement des deux (ou trois) noyaux fils. Cela signifie que si le neutron incident a une quantité de mouvement supposée nulle (énergie cinétique supposée nulle avant la capture), les deux neutrons seraient émis dans la même direction, de sens opposé, à la même vitesse ? Mais si je comprends bien, l'énergie libérée par la fission est intégralement transmise aux particules émises (noyaux fils et neutrons) sous forme d'énergie cinétique (et donc de transfert thermique par agitation des particules). Le raisonnement est-il bon ?

Si cela n'est pas trop demandé, je souhaiterais aussi partager cet article dont le lien est le suivant : https://next.ink/1443/fusion-exploit...ire-americain/
Il est question de fusion et non pas de fission.
La citation est la suivante :
"l’énergie sortante de l’expérience s’est même élevée à 3,88 MJ pour 2,05 MJ fourni par les lasers". Dans le cas des fusions provoquées (l'article indique que la fusion à été déclenchée, elle ne serait donc pas spontanée ?), peut-on parler de rendement supérieur à 1 ? Cette énergie récupérée serait donc issue elle aussi du défaut de masse ?

Encore merci !

[Biname]

Salut,
Merci XK150, ce qui est neuf pour moi (petite école ), et Mistral IA confirme :

"Dans un réacteur à eau pressurisée (REP) ou à eau bouillante (REB), l'eau joue un rôle crucial en tant que modérateur. Les neutrons rapides produits par la fission sont ralentis par l'eau, ce qui les transforme en neutrons thermiques. Ces neutrons thermiques sont plus efficaces pour provoquer de nouvelles fissions, ce qui aide à maintenir la réaction en chaîne."

Conclusion, réacteurs nucléaires : j'ai tout faux.

[XK150]

Rien à ajouter sur l'IA .

Les modérateurs employés ( ou qui furent employés ) : eau légère ( H2O ) , eau lourde ( D2O ) , graphite , béryllium .

Pour un ralentissement efficace, le principe de base , c'est que le neutron doit rencontrer des noyaux de masse aussi voisine que la sienne ( mécanique classique ) .
Après , s'ajoutent d'autres considérations physiques .

A noter , le modérateur ne se consomme pas , ne " s'use pas " , ne devient pas ( théoriquement ) radioactif , c'est une réaction nucléaire de diffusion .

[XK150]

@ Weals ,

Peu importe l'énergie du neutron incident ( pas vraiment , puisque il a été dit que le phénomène de fission provoquée était fortement plus probable pour les neutrons thermalisés ) .
Admettons un neutron de 2 MeV provoquant une fission : le bilan final de la fission sera de 202 MeV , au lieu de 200 MeV , ce qui importe finalement peu ...

La fission provoquée est différente de la fission spontanée : dans les matériaux fissiles ( 235U ) , il se produit en permanence des fissions spontanées ( sans être provoquée par un neutron supplémentaire ,
et donc , sans passer par l'étape 236U ) à très faible taux . La terre de votre jardin contient de l' uranium naturel , donc de l' 235U et donc , sous vos pieds , se produit de temps en temps , UNE fission quand vous cultivez vos légumes !

Oui , les 200 MeV sont presque intégralement emportés par les produits de fission ( en majorité ) et part les neutrons de fission émis ( à 2 MeV , en moyenne ).
Les produits de fission (PF) , particules lourdes , chargées , voir totalement ionisées , ont un parcours très faible dans la matière , typiquement 3 à 7 microns .
Donc , en réacteur , les PF s'arrêtent en perdant leur énergie cinétique dans les pastilles combustibles même , c'est le combustible qui s'échauffe .
Si le sujet vous intéresse , je vous donnerai le décompte exact du " Où passe l'énergie de fission ? "

Fission et fusion ( que vous semblez vouloir confondre ) n'ont STRICTEMENT rien en commun : donc , je vous recommande d'ouvrir un nouveau post avec une question claire et précise ,ici elle semble porter sur la fusion inertielle ,
d'où sortent ces valeurs ? De quelle machine ? N'hésitez pas à donner le lien .