[Modérateurs, Capture des neutrons]

L’énergie des neutrons qui déclenchent la réaction de fission joue un rôle essentiel dans le fonctionnement des réacteurs. La probabilité des réactions provoquées par les neutrons varie beaucoup avec leur énergie. L’habitude est de classer les neutrons en catégories selon leur domaine d’énergie. Parmi ces catégories, les plus importantes sont celles des neutrons rapides et des neutrons lents.

Neutrons lents

On appelle « neutrons lents » les neutrons ralentis par une série de collisions sur des noyaux. Leur énergie est de l’ordre de l’électronvolt ou d’une fraction d’électronvolt. Quand l’énergie des neutrons est de l’ordre de celle des atomes du milieu avoisinant, les neutrons sont dits thermiques.

Les neutrons lents permettent de faire fonctionner des réacteurs à l'uranium naturel ou légèrement enrichis en uranium-235 fissile comme les réacteurs REP.

Pour fonctionner des réacteurs, qui constituent pratiquement tout le parc actuel, il faut ralentir les neutrons rapides issus de la fission, par une suite de collisions dans un milieu appelé modérateur. Dans les réacteurs à uranium naturel, très pauvre en isotope 235, on utilise un modérateur performant qui capture très peu de neutrons : eau lourde ou graphite très pur.

Avec des combustibles légèrement enrichis, on peut se contenter d'employer comme modérateur de l'eau ordinaire bouillante ou sous pression (Cette eau sert aussi à évacuer la chaleur du cœur du réacteur).

Du fait qu'ils n'apportent pas l'appoint d'une énergie cinétique importante, les neutrons lents sont capables de ne fissionner qu'une poignée de noyaux réputés fissiles : l’uranium-235 (le seul à exister à l’état naturel), le plutonium-239 et l’uranium-233.

Ces neutrons lents possèdent une grande probabilité (appelée section efficace de fission) d'être capturés par un noyau fissile, puis de donner une fission. Tout se passe comme si les neutrons lents voyaient ces noyaux d’uranium-235 beaucoup plus gros qu’ils ne sont alors que les probabilités concurrentes de capture sans fission dans les noyaux d'uranium-238 majoritaires restent beaucoup plus faibles. Il devient alors possible, avec un bon modérateur, d’obtenir une réaction en chaîne avec des combustibles pauvres (0,7%) ou légérement enrichis (3 à 5 %) en uranium fissile.

Neutrons rapides

On appelle « neutrons rapides » les neutrons produits par les réactions de fission avant qu’ils ne soient ralentis par un grand nombre de chocs. Leur domaine d'énergie se situe entre 0,1 MeV et 2 ou 3 MeV. L'appoint d'une énergie cinétique relativement importante permet aux neutrons rapides de fissionner davantage de noyaux s'ils sont capturés.

Les neutrons rapides sont ainsi capables de fissionner, donc de détruire, non seulement les noyaux réputés fissiles zvec des neutrons lents mais les actinides mineurs, des noyaux plus lourds que l’uranium qui s’accumulent dans le combustible des réacteurs et constituent des déchets radioactifs gênants. Pour détruire ces actinides, il faut des neutrons rapides.

Il est possible avec des neutrons rapides de produire plus de de noyaux fissiles qu’il n’en est consommé en transformant de l'uranium-238 en plutonium-239. C'est la surgénération : le combustible devient quasiment inépuisable.

L'inconvénient est que les neutrons rapides sont difficilement capturés par les noyaux : leur faible probabilité d’interaction, appelée « section efficace », est beaucoup plus faible que celle des neutrons lents. Les noyaux cibles leur paraîssent petits. Un combustible riche en éléments fissiles et des flux intenses de neutrons sont nécessaires pour compenser cette faible probabilité d’interagir.

Sujets voisins : Un phénomène provoqué, Une grande énergie libérée, Réaction en chaîne, Surgénération, Noyaux fissiles, Produits de fission, Actinides