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Radioprotection et ingénierie nucléaire
8.2.5. Neutrons de fissions spontanées et des réactions
(α, n)
Pour certains noyaux lourds, comme le curium 244, la fission spontanée est un phénomène concurrent de la désintégration α. Elle provoque alors l’émission de neutrons selon
un spectre en énergie et de produits de fission. Les isotopes les plus importants émetteurs
de sources de neutrons dans le contexte des réacteurs nucléaires sont les plutonium 238
et 240, l’américium 241, les curium 242, 244, 246, 248, le californium 252.
Les réactions (α, n) se produisent sur les éléments légers comme par exemple l’oxygène 17
et l’oxygène 18 présents dans les combustibles oxydes UOX et MOX, ou encore les
éléments légers des déchets vitrifiés. On appelle rendement (α, n) le nombre de neutrons
émis par réaction (α, n) lors du ralentissement d’une particule α émise (à une énergie
donnée) sur un isotope d’espèce i dans le milieu considéré (UO 2 , PuO 2 , SiO 2 …). Ainsi,
pour le curium 244 on a les valeurs de rendement (α, n) indiquées dans le tableau 8.12.
Le spectre en énergie des neutrons produits dépend à la fois de l’émetteur α et de la nature
du milieu ralentisseur. Dans un milieu de type UO 2 ce spectre présente un pic entre 2 et
3 MeV (Tableau 8.13 ; Anderson, 1967 ; Jacobs et al., 1983, Figure 8.6).
Les tableaux A3.9 à A3.13 de l’Annexe 3 fournissent les données de décroissance radioactive et de rendement permettant de déterminer les productions de neutrons par fission
spontanée et réaction (α, n) par les isotopes lourds présents dans un combustible irradié :
236 Pu, 232 U, 228 Th, 244 Cm, 240 Pu, 236 U, M 242 Am, 242 Pu, 242 Cm, 238 Pu, 234 U, 230 Th,
226 Ra, 238 U, 241 Pu, 241 Am, 237 Np, 233 U, 229 Th, 243 Cm, 243 Am, 239 Pu, 235 U, 231 Pa,
227 Ac.
À titre d’illustration les tableaux 8.14 et 8.15 donnent une estimation des productions
totales de neutrons émis par les processus de fission spontanée, réaction (α, n) et (γ, n) dans
le cas de deux combustibles UOX et MOX.
Tableau 8.12. Données relatives au curium 244.
Énergie de la particule α émise (MeV)
Intensité de la raie (%)
4,960
0,13 × 10 –3
5,513
0,35 × 10 –2
5,664
0,22 × 10 –1
5,762
23,6
5,804
76,4
Isotope
Période
Constante de
décroissance
s –1
Phénomènes
Valeurs
244 Cm
18,11 ans
1,213 × 10 –9
Fission spontanée (probabilité)
Nombre moyen de neutrons
Rendement (α, n) dans UO 2
1,347 × 10 –6
2,69
2,6 × 10 –8
Radioprotection et ingénierie nucléaire
8.2.5. Neutrons de fissions spontanées et des réactions
(α, n)
Pour certains noyaux lourds, comme le curium 244, la fission spontanée est un phénomène concurrent de la désintégration α. Elle provoque alors l’émission de neutrons selon
un spectre en énergie et de produits de fission. Les isotopes les plus importants émetteurs
de sources de neutrons dans le contexte des réacteurs nucléaires sont les plutonium 238
et 240, l’américium 241, les curium 242, 244, 246, 248, le californium 252.
Les réactions (α, n) se produisent sur les éléments légers comme par exemple l’oxygène 17
et l’oxygène 18 présents dans les combustibles oxydes UOX et MOX, ou encore les
éléments légers des déchets vitrifiés. On appelle rendement (α, n) le nombre de neutrons
émis par réaction (α, n) lors du ralentissement d’une particule α émise (à une énergie
donnée) sur un isotope d’espèce i dans le milieu considéré (UO 2 , PuO 2 , SiO 2 …). Ainsi,
pour le curium 244 on a les valeurs de rendement (α, n) indiquées dans le tableau 8.12.
Le spectre en énergie des neutrons produits dépend à la fois de l’émetteur α et de la nature
du milieu ralentisseur. Dans un milieu de type UO 2 ce spectre présente un pic entre 2 et
3 MeV (Tableau 8.13 ; Anderson, 1967 ; Jacobs et al., 1983, Figure 8.6).
Les tableaux A3.9 à A3.13 de l’Annexe 3 fournissent les données de décroissance radioactive et de rendement permettant de déterminer les productions de neutrons par fission
spontanée et réaction (α, n) par les isotopes lourds présents dans un combustible irradié :
236 Pu, 232 U, 228 Th, 244 Cm, 240 Pu, 236 U, M 242 Am, 242 Pu, 242 Cm, 238 Pu, 234 U, 230 Th,
226 Ra, 238 U, 241 Pu, 241 Am, 237 Np, 233 U, 229 Th, 243 Cm, 243 Am, 239 Pu, 235 U, 231 Pa,
227 Ac.
À titre d’illustration les tableaux 8.14 et 8.15 donnent une estimation des productions
totales de neutrons émis par les processus de fission spontanée, réaction (α, n) et (γ, n) dans
le cas de deux combustibles UOX et MOX.
Tableau 8.12. Données relatives au curium 244.
Énergie de la particule α émise (MeV)
Intensité de la raie (%)
4,960
0,13 × 10 –3
5,513
0,35 × 10 –2
5,664
0,22 × 10 –1
5,762
23,6
5,804
76,4
Isotope
Période
Constante de
décroissance
s –1
Phénomènes
Valeurs
244 Cm
18,11 ans
1,213 × 10 –9
Fission spontanée (probabilité)
Nombre moyen de neutrons
Rendement (α, n) dans UO 2
1,347 × 10 –6
2,69
2,6 × 10 –8