L'interaction des neutrons avec la matière est au cœur de la physique des réacteurs nucléaires et du blindage des rayonnements. Un paramètre clé qui régit ces interactions est la section transversale des neutrons, qui quantifie la probabilité qu'un noyau donné subisse une réaction spécifique avec un neutron incident. Ce concept est essentiel pour comprendre comment les neutrons se comportent dans différents matériaux, en particulier les modérateurs utilisés pour ralentir les neutrons rapides aux énergies thermiques. Le choix du matériau modérateur a une incidence directe sur l'efficacité, la sécurité et l'économie des réacteurs.

Qu'est-ce qu'une section de neutrons?

Définition et signification physique

Une section transversale de neutrons est une mesure de la zone cible efficace qu'un noyau présente à un neutron et est exprimée en unités de granges (1 grange = 10−24 cm2). Elle représente la probabilité d'une interaction spécifique – telle que la dispersion, l'absorption ou la fission – survenant lorsqu'un neutron traverse un matériau. Plus la section transversale est grande, plus la probabilité d'interaction par unité de longueur du chemin est élevée. En pratique, deux types de sections transversales sont utilisés : la section transversale microscopique (ε), qui s'applique à un seul noyau, et la section transversale macroscopique (γ), qui est le produit de la section transversale microscopique et de la densité numérique des noyaux cibles. La section transversale macroscopique a des unités de cm−1 et calcule directement la vitesse moyenne de libre et de réaction dans un matériau en vrac.

Types d'interactions neutrons

Les neutrons interagissent avec les noyaux par l'intermédiaire de plusieurs mécanismes distincts, chacun caractérisé par son propre profil de section. Les catégories les plus importantes sont les suivantes :

  • La diffusion élastique (n,n): Le neutron est dévié par le noyau, partageant l'énergie cinétique tout en conservant l'énergie cinétique totale. Ce processus est le principal moyen de ralentir les neutrons dans les modérateurs. La section transversale de diffusion (-s) détermine la probabilité de telles collisions.
  • Diffusage inélastique (n,n′): Le neutron excite le noyau, perdant de l'énergie qui est ensuite émise comme un rayon gamma. Cette interaction est plus significative pour les noyaux lourds et les neutrons rapides.
  • capture aléatoire (n,γ):[ Le neutron est absorbé par le noyau, qui libère alors l'énergie de liaison sous forme de rayonnement gamma. La section transversale d'absorption (ε]a) régit la perte de neutrons dans les matériaux du réacteur.
  • Fission (n,f):[ Le neutron induit le noyau à se diviser en deux noyaux plus légers, libérant de l'énergie et des neutrons supplémentaires.

La section transversale totale (εt[) est la somme de toutes les sections transversales partielles et représente la probabilité globale de toute interaction. Pour les modérateurs, le rapport entre la section transversale de diffusion et celle d'absorption est une figure critique du mérite.

Dépendance énergétique des sections transversales

Les sections transversales de neutrons dépendent fortement de l'énergie neutronique incidente, ce qui rend essentiel de considérer le spectre neutron lors de l'évaluation des performances du modérateur. Dans les régions de basse énergie (région thermique, ~0,025 eV), les sections transversales d'absorption suivent souvent une loi 1/v, diminuant à mesure que la vitesse des neutrons augmente. Dans les régions épithermales et rapides (1 eV à ~10 MeV), les sections transversales présentent des résonances – des pics assombries causés par la formation d'un noyau composé.

Le rôle des modérateurs dans les réacteurs nucléaires

Pourquoi les neutrons lents sont nécessaires

Les neutrons produits dans les réactions de fission sont rapides, avec des énergies moyennes autour de 2 MeV. À ces énergies élevées, la probabilité d'induire une fission supplémentaire dans l'uranium-235 est relativement faible. Cependant, comme les neutrons perdent de l'énergie et atteignent l'équilibre thermique avec le matériau environnant (habituellement à environ 0,025 eV à température ambiante), la section transversale de la fission de U-235 augmente de façon spectaculaire – par un facteur de plusieurs centaines par rapport aux énergies rapides. Cette section transversale de la fission thermique de U-235 est d'environ 585 granges, par rapport à environ 1 grange pour les neutrons rapides.

La physique de la modération

La modération neutronienne repose sur des collisions élastiques de dispersion. L'énergie transférée par collision est plus grande lorsque le noyau cible a une masse proche de celle du neutron, ce qui explique pourquoi l'hydrogène (avec une masse de 1) est le modérateur le plus efficace en termes de perte d'énergie par collision. La diminution moyenne de l'énergie logarithmique (-) est une mesure clé de la puissance ralentissante : pour l'hydrogène, - - , ce qui signifie que chaque collision enlève environ 63 % de l'énergie restante en moyenne. Pour les noyaux plus lourds, - est plus petite. La puissance ralentissante (- -ss) combine la perte d'énergie par collision avec la section transversale de diffusion pour donner la capacité globale d'un matériau à thermoformer les neutrons.

Propriétés clés d'un modérateur efficace

  • Pour assurer des interactions fréquentes avec les neutrons, conduisant à une thermalisation rapide.
  • Section transversale faible d'absorption:[ Pour minimiser la perte de neutrons et maintenir une économie de neutrons élevée.
  • Grande perte d'énergie par collision:[ Atteint avec une faible masse atomique, permettant moins de collisions pour obtenir de l'énergie thermique.
  • Ratio de modulation élevé:[ Le produit de la puissance ralentissante et l'inverse de la section transversale d'absorption, fournissant une mesure complète de la qualité du modérateur.
  • Stabilisation physique et chimique:[ Le matériau doit résister à des températures élevées, à des dommages radiologiques et maintenir l'intégrité pendant toute la durée de vie du réacteur.

Matériels de modérateurs communs et leurs profils transsectoriels

Quatre matériaux ont été largement utilisés comme modérateurs dans les réacteurs nucléaires : l'eau légère (H2O), l'eau lourde (D2O), le graphite (carbone) et le béryllium. Chacun présente une combinaison unique de sections transversales de diffusion et d'absorption qui influence directement son aptitude à différents systèmes de réacteurs.

Eau légère (H2O)

L'eau légère est le modérateur le plus courant, utilisée dans les réacteurs à eau pressurisée (REP) et les réacteurs à eau bouillante (REB). L'hydrogène a une section transversale de diffusion élastique élevée pour les neutrons à faible énergie : la section transversale de diffusion microscopique de l'hydrogène est d'environ 20 granges pour les neutrons thermiques, tandis que la section transversale d'absorption est d'environ 0,33 granges. Les sections transversales macroscopiques dans l'eau dépendent de la densité et de la température, mais le rapport modérateur de l'eau légère est d'environ 70. Ce rapport modérant relativement faible (par rapport à l'eau lourde ou au graphite) signifie que l'eau légère absorbe un nombre important de neutrons, ce qui exige que le combustible d'uranium soit enrichi à environ 3 à 5 % en 235U pour maintenir la réaction en chaîne. L'eau sert également de liquide de refroidissement, absorbant la chaleur du noyau.

Eau lourde (D2O)

L'eau lourde utilise du deutérium (2H) au lieu de l'hydrogène. Le deutérium a une section transversale d'absorption beaucoup plus faible pour les neutrons thermiques : environ 0,0005 granges, comparativement à 0,33 granges pour l'hydrogène. La section transversale de deutérium est également plus faible (environ 16 granges), mais le rapport de modulation global de l'eau lourde dépasse 12 000, ce qui en fait un modérateur exceptionnel avec une perte négligeable de neutrons. Cette faible absorption permet à des réacteurs comme le CANDU (CANada Deuterium Uranium) de fonctionner avec de l'uranium naturel (0,7% U-235) sans enrichissement. L'eau lourde est produite par la séparation isotopique de l'eau naturelle, qui est un processus à forte intensité énergétique, ce qui en fait un processus beaucoup plus coûteux que l'eau légère.

Graphite (Carbon)

[La section transversale de la diffusion du carbone est d'environ 4,7 étables pour les neutrons thermiques. Comme le carbone a une masse atomique plus élevée (12) que l'hydrogène, la perte d'énergie par collision est plus faible (- 0,158), de sorte que plus de collisions sont nécessaires pour thermaliser un neutron – sur l'ordre de 120 collisions de l'énergie de fission à l'énergie thermique, comparativement à environ 20 pour l'hydrogène. Le graphite a été utilisé dans plusieurs conceptions de réacteurs historiques et actuelles, y compris le RBMK (Ractor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy) en Russie, le Magnox britannique et les réacteurs à gaz avancés (AGR) et le HTGR (HT Temperature Gas-reoled Reactor). Le graphite est également le modérateur principal dans de nombreux réacteurs de recherche.

Béryllium

Le béryllium (9Be) est un modérateur moins courant, principalement utilisé dans les réacteurs de recherche et dans certaines applications nucléaires spatiales en raison de ses bonnes propriétés de modération et de son point de fusion élevé. Le béryllium a une section transversale de diffusion d'environ 6 granges et une section transversale d'absorption thermique d'environ 0,009 granges, ce qui lui donne un rapport de modération élevé. Sa masse atomique de 9 le rend raisonnablement efficace pour ralentir les neutrons, avec une décroissance énergétique moyenne -- 0,209. Le béryllium a également une réaction (n,2n) où un neutron rapide peut produire deux neutrons à partir d'un noyau de béryllium, ce qui peut améliorer l'économie de neutrons dans certains plans.

Comparaison des sections transversales de Neutron entre modérateurs

Pour comparer quantitativement l'efficacité de ces modérateurs, le tableau suivant résume les données nucléaires clés pour les neutrons thermiques (0,0253 eV) à température ambiante, dérivées de bibliothèques de sections transversales standard :

  • Hydrogène (en H2O):[ φ[s φ 20 granges (atome lié), φa φ 0,33 granges, masse atomique = 1,0, φ = 1,000. Rapport modérateur φ 70.
  • Deutérium (en D2O):[ φs φ 16 granges, φa φ 0,0005 granges, masse atomique = 2,0, φ 0,725. Rapport modérateur > 12 000.
  • Carbon (graphite):[ φs φ 4.7 granges, φa φ 0.0035 granges, masse atomique = 12,0, φ 0,158. Rapport modérateur φ 200.
  • Béryllium: φs φ 6,0 granges, φa φ 0,009 granges, masse atomique = 9,0, φ 0,207. Rapport modérateur φ 150.

Il est à noter que la section de diffusion de l'atome lié pour l'hydrogène dans l'eau est plus élevée que la valeur de l'atome libre en raison des effets de diffusion cohérents de la liaison moléculaire. Cette amélioration est essentielle pour déterminer les paramètres corrects de ralentissement dans les réacteurs à eau légère. Les données montrent clairement que l'eau lourde a de loin la section transversale d'absorption la plus basse, ce qui en fait le modérateur le plus efficace, tandis que le graphite offre un fort équilibre entre faible absorption et diffusion modérée.

Conséquences pour la conception des réacteurs et la neutronique

Sélection du modérateur et configuration de base

Dans les réacteurs à eau légère (REP, REB), la section transversale d'absorption élevée de l'hydrogène signifie que le cœur doit être compact et que le combustible doit être enrichi pour compenser les pertes de neutrons. Le cœur est généralement un arrangement hétérogène de tiges de combustible entourées d'eau, qui agit à la fois comme modérateur et comme liquide de refroidissement. La modération neutronienne est suffisamment efficace pour obtenir une configuration critique avec un volume relativement faible. Le rapport modérateur-carburant est un paramètre clé de conception – trop d'eau absorbe trop de neutrons, mais trop peu réduit la modération et augmente la fuite rapide de neutrons.

Dans les réacteurs à eau lourde comme le CANDU, la faible absorption du deutérium permet l'utilisation de l'uranium naturel. Le noyau est plus grand et le modérateur est séparé du liquide de refroidissement. Le modèle CANDU utilise des tubes de pression remplis de liquide de refroidissement et de carburant, entourés d'un réservoir plus grand de modérateur d'eau lourde à basse température et pression. Cette séparation permet au modérateur de rester à une qualité supérieure (réactivité plus élevée) tandis que le liquide de refroidissement peut être à une température plus élevée pour un transfert efficace de chaleur.

Les réacteurs modérés en graphite, comme le RBMK et le Magnox, utilisent des blocs de graphite comme modérateur, avec l'hélium, le dioxyde de carbone ou l'eau légère comme liquide de refroidissement. La section transversale de graphite à faible absorption permet un taux de conversion élevé (production de plutonium à partir de U-238), et ces réacteurs peuvent fonctionner avec un enrichissement plus faible ou même avec de l'uranium naturel dans le cas de Magnox. Les propriétés thermiques du graphite permettent également des températures élevées de sortie, améliorant l'efficacité thermique. Cependant, l'âge des neutrons dans le graphite signifie que les dimensions de base doivent être importantes pour atteindre la criticité, et les coefficients de vide positifs (comme le montre le RBMK) peuvent être une préoccupation de sécurité, surtout lorsque le modérateur est également un liquide de refroidissement qui peut bouillir.

Analyse de sensibilité et d'accident transversale

Par exemple, dans un accident de perte de refroidissement (LOCA) dans un réacteur à refroidissement par voie de refroidissement, la densité du liquide de refroidissement/modérateur diminue rapidement, ce qui modifie la modération et les caractéristiques d'absorption des neutrons. La disparition de l'eau réduit la densité de l'hydrogène, en déplaçant le spectre des neutrons vers des énergies plus élevées, ce qui peut diminuer ou augmenter la réactivité selon la conception du noyau. Des données fiables de section pour les matériaux concernés (eau, combustible, revêtement) permettent aux exploitants de réacteurs de prédire l'excursion ou la marge d'arrêt de puissance qui en résulte.

Pour les réacteurs à eau lourde, la production de tritium par capture de neutrons par deutérium (2H(n,γ)3H) est un facteur important. La section transversale d'absorption du deutérium, bien que petite, devient importante pour le fonctionnement prolongé d'un réacteur CANDU, ce qui entraîne une accumulation de tritium dans le modérateur et le liquide de refroidissement. Ce tritium est un isotope radioactif qui doit être géré pour la sûreté et le contrôle de la dose. La section transversale de cette réaction est d'environ 0,0005 granges à énergie thermique, et la décomposition subséquente du tritium (demi-vie de 12,3 ans) produit une particule bêta de faible énergie.

Concepts de modérateur avancés et émergents

Hydraures métalliques et nouveaux matériaux

Au-delà des modérateurs classiques, les recherches se poursuivent sur les hydrures métalliques comme l'hydrure de zirconium (ZrH2) et l'hydrure de titane (TiH2). Ces matériaux offrent une densité d'hydrogène élevée (semblable à l'eau) mais avec des sections transversales d'absorption significativement plus faibles que l'eau, car les atomes de métal eux-mêmes ont une faible absorption. L'hydrure de zirconium est utilisé comme modérateur dans les réacteurs de recherche TRIGA, où sa conductivité thermique élevée et sa stabilité à des températures élevées permettent un fonctionnement sûr et pulsé. La section transversale de l'hydrogène dans ces hydrures est modifiée par le réseau cristallin, mais la loi de diffusion thermique doit être soigneusement modélisée pour tenir compte des effets de liaison.

Modérateurs de métaux liquides et de sels de fusion

Dans certains concepts avancés de réacteurs, le modérateur est séparé du liquide de refroidissement et de nouveaux matériaux comme les sels fondus (par exemple, FLiBe, un mélange de fluorure de lithium et de fluorure de béryllium) peuvent servir de support et de modérateur. Le lithium a une section transversale d'absorption élevée pour les neutrons thermiques, de sorte que l'isotope du lithium-7 doit être utilisé pour minimiser l'absorption parasitaire. Le béryllium dans le sel contribue à la modération. Les données de section transversale pour ces sels sont affinées au moyen d'expériences et d'évaluations, en particulier pour les conceptions de réacteur à sel fondu (RSM) en cours de développement.

Conclusion

Chaque matériau modérateur, l'eau légère, l'eau lourde, le graphite et le béryllium, présente un profil unique de sections de diffusion et d'absorption qui dicte son rôle dans la physique des réacteurs. L'eau légère assure une thermalisation efficace mais souffre d'une absorption plus élevée des neutrons, nécessitant un combustible enrichi. L'eau lourde et le graphite offrent une absorption extrêmement faible, permettant l'utilisation d'uranium naturel et soutenant des taux de conversion élevés, mais au coût de l'eau lourde et, dans le cas de l'eau lourde, des coûts de production élevés. Le béryllium, bien qu'excellent pour des applications spécialisées, est limité par le coût et la toxicité. La dépendance énergétique de ces sections transversales influe davantage sur la conception des réacteurs, du choix du bon rapport modérateur-carburant au comportement de modélisation des accidents.