Évaluation des sources de l’exposition externe
251
4.3 Cas de la fission
Certains noyaux lourds, des actinides, sont susceptibles de se diviser en
deux fragments : les « produits de fissions », en libérant de l’énergie.
Cette fission se produit soit spontanément pour des noyaux naturellement
instables soit par absorption d’un neutron sous certaines conditions d’énergies.
Par exemple, pour le
235 U, l’absorption d’un neutron thermique va induire la
fission du noyau et dans ce cas la réaction peut s’écrire :
235
236 *
th
92
92
1
2
n
U
U
PF PF
n
+
→
→
+
+ν⋅
(4.14)
avec PF1 le produit de fission 1 ; PF2 le produit de fission 2 ; ν le nombre
moyen de neutrons prompts émis par fission.
Ces réactions sont accompagnées d’émissions de photons et de neutrons,
cette deuxième émission pouvant être responsable d’interactions secondaires
avec les noyaux du milieu. Lors d’une fission, deux phénomènes se produisent :
dans les dix femtosecondes après la fission se produisent des émissions de photons et de neutrons que nous qualifierons de promptes.
Après la réaction de fission, il convient de prendre en compte des émissions
neutroniques et photoniques provenant de la désexcitation des produits de
fission créés. Cette émission est qualifiée de « retardée ».
Quasiment tous les neutrons émis lors de ces fissions le sont instantanément. Seule une fraction de moins de 1 % est émise lors de l’évaporation des
produits de fission, quelques secondes à quelques minutes après la fission : ces
neutrons sont appelés neutrons retardés. Ils constituent l’un des éléments de
contrôle de la réactivité dans les réacteurs. Mais en raison de leur faible pourcentage et d’une énergie relativement faible, ils n’interviennent pas dans le
dimensionnement des blindages.
4.3.1 Terme source issu des réactions de fission promptes
Cas des neutrons prompts
Le nombre moyen de neutrons émis par fission est noté ν . Le tableau 4.7
donne ce facteur pour certaines réactions de fissions induites.
Énergie du neutron
incident
Isotope
fissile
ν
Isotope
fissile
ν
Isotope
fissile
ν
Thermique
235
U
2,414
238
U
2,275
239
Pu
2,876
1 MeV
2,524
2,43
3,01
10 MeV
3,875
3,827
4,394
Tableau 4.7 – Nombre moyen de neutrons ν pour des fissions induites (d’après les
données de [54]).
251
4.3 Cas de la fission
Certains noyaux lourds, des actinides, sont susceptibles de se diviser en
deux fragments : les « produits de fissions », en libérant de l’énergie.
Cette fission se produit soit spontanément pour des noyaux naturellement
instables soit par absorption d’un neutron sous certaines conditions d’énergies.
Par exemple, pour le
235 U, l’absorption d’un neutron thermique va induire la
fission du noyau et dans ce cas la réaction peut s’écrire :
235
236 *
th
92
92
1
2
n
U
U
PF PF
n
+
→
→
+
+ν⋅
(4.14)
avec PF1 le produit de fission 1 ; PF2 le produit de fission 2 ; ν le nombre
moyen de neutrons prompts émis par fission.
Ces réactions sont accompagnées d’émissions de photons et de neutrons,
cette deuxième émission pouvant être responsable d’interactions secondaires
avec les noyaux du milieu. Lors d’une fission, deux phénomènes se produisent :
dans les dix femtosecondes après la fission se produisent des émissions de photons et de neutrons que nous qualifierons de promptes.
Après la réaction de fission, il convient de prendre en compte des émissions
neutroniques et photoniques provenant de la désexcitation des produits de
fission créés. Cette émission est qualifiée de « retardée ».
Quasiment tous les neutrons émis lors de ces fissions le sont instantanément. Seule une fraction de moins de 1 % est émise lors de l’évaporation des
produits de fission, quelques secondes à quelques minutes après la fission : ces
neutrons sont appelés neutrons retardés. Ils constituent l’un des éléments de
contrôle de la réactivité dans les réacteurs. Mais en raison de leur faible pourcentage et d’une énergie relativement faible, ils n’interviennent pas dans le
dimensionnement des blindages.
4.3.1 Terme source issu des réactions de fission promptes
Cas des neutrons prompts
Le nombre moyen de neutrons émis par fission est noté ν . Le tableau 4.7
donne ce facteur pour certaines réactions de fissions induites.
Énergie du neutron
incident
Isotope
fissile
ν
Isotope
fissile
ν
Isotope
fissile
ν
Thermique
235
U
2,414
238
U
2,275
239
Pu
2,876
1 MeV
2,524
2,43
3,01
10 MeV
3,875
3,827
4,394
Tableau 4.7 – Nombre moyen de neutrons ν pour des fissions induites (d’après les
données de [54]).