Qu'est-ce que Neutron - Définition

Qu’est-ce que le neutron

Un neutron est l’une des particules subatomiques qui composent la matière. Dans l’univers, les neutrons sont abondants, constituant plus de la moitié de toute la matière visible. Il n’a pas de charge électrique et une masse au repos égale à 1,67493 × 10−27 kg – légèrement supérieure à celle du proton mais près de 1839 fois supérieure à celle de l’électron. Le neutron a un rayon carré moyen d’environ 0,8 × 10−15 m, ou 0,8 fm, et c’est un fermion de spin ½.

Les neutrons existent dans les noyaux des atomes typiques, avec leurs homologues chargés positivement, les protons. Les neutrons et les protons, communément appelés nucléons, sont liés ensemble dans le noyau atomique, où ils représentent 99,9 % de la masse de l’atome. Les recherches en physique des particules de haute énergie au XXe siècle ont révélé que ni le neutron ni le proton ne sont le plus petit élément constitutif de la matière. Les protons et les neutrons ont aussi leur structure. A l’intérieur des protons et des neutrons, on trouve de véritables particules élémentaires appelées quarks. Dans le noyau, les protons et les neutrons sont liés par la force forte, une interaction fondamentale qui régit le comportement des quarks qui composent les protons et les neutrons individuels.

Une stabilité nucléaire est déterminée par la compétition entre deux interactions fondamentales. Les protons et les neutrons s’attirent par une force puissante. D’autre part, les protons se repoussent via la force électrique en raison de leur charge positive. Par conséquent, les neutrons à l’intérieur du noyau agissent un peu comme de la colle nucléaire, les neutrons s’attirent et les protons, ce qui aide à compenser la répulsion électrique entre les protons. Il n’y a que certaines combinaisons de neutrons et de protons, qui forment des noyaux stables. Par exemple, le nucléide le plus commun de l’élément chimique commun plomb (Pb) a 82 protons et 126 neutrons.

Courbe d'énergie de liaison nucléaire. — Courbe d’énergie de liaison nucléaire.
Source: hyperphysics.phy-astr.gsu.edu

En raison de la force de la force nucléaire à courte distance, l’énergie de liaison nucléaire (l’énergie nécessaire pour désassembler un noyau d’un atome en ses composants) des nucléons est supérieure de plus de sept ordres de grandeur à l’énergie électromagnétique liant les électrons dans les atomes. Les réactions nucléaires (telles que la fission nucléaire ou la fusion nucléaire) ont donc une densité d’énergie supérieure à 10 000 000 fois celle des réactions chimiques.
La connaissance du comportement et des propriétés des neutrons est essentielle à la production d’ énergie nucléaire. Peu de temps après la découverte du neutron en 1932, on s’est vite rendu compte que les neutrons pouvaient agir pour former une réaction nucléaire en chaîne. Lorsque la fission nucléaire a été découverte en 1938, il est devenu clair que, si une réaction de fission produisait des neutrons libres, chacun de ces neutrons pourrait provoquer une autre réaction de fission dans une cascade connue sous le nom de réaction en chaîne. La connaissance des sections efficaces (le paramètre clé représentant la probabilité d’interaction entre un neutron et un noyau) est devenue cruciale pour la conception des cœurs de réacteurs et de la première arme nucléaire (Trinity, 1945).

Découverte du neutron

L’histoire de la découverte du neutron et de ses propriétés est au cœur des développements extraordinaires de

la physique atomique qui se sont produits dans la première moitié du 20e siècle. Le neutron a été découvert en 1932 par le physicien anglais James Chadwick, mais depuis l’époque d’Ernest Rutherford, on savait que le numéro de masse atomique A des noyaux est un peu plus du double du numéro atomique Z pour la plupart des atomes et que pratiquement tous les la masse de l’atome est concentrée dans le noyau relativement petit. Le modèle de Rutherford pour l’atome en 1911 prétend que les atomes ont leur masse et leur charge positive concentrées dans un très petit noyau.

Chambre de Chadwick. — Chambre à neutrons de Chadwick contenant des disques parallèles de polonium et de béryllium radioactifs. Le rayonnement est émis par une fenêtre en aluminium à l’extrémité de la chambre.
Source: imgkid.com

Une percée expérimentale a eu lieu en 1930 avec l’observation de Bothe et Becker. Ils ont découvert que si les particules alpha très énergétiques émises par le polonium tombaient sur certains éléments légers, en particulier le béryllium, le bore ou le lithium, un rayonnement pénétrant inhabituellement a été produit. Comme ce rayonnement n’était pas influencé par un champ électrique (les neutrons n’ont pas de charge), ils ont supposé qu’il s’agissait de rayons gamma (mais beaucoup plus pénétrants). Il a été montré (Curie et Joliot) que lorsqu’une cible de paraffine avec ce rayonnement est bombardée, elle éjecte des protons d’une énergie d’environ 5,3 MeV. La paraffine est riche en hydrogène et offre donc une cible dense en protons (puisque les neutrons et les protons ont une masse presque égale, les protons se dispersent énergétiquement à partir des neutrons). Ces résultats expérimentaux étaient difficiles à interpréter. James Chadwick a pu prouver que la particule neutre ne pouvait pas être un photon en bombardant des cibles autres que l’hydrogène, notamment l’azote, l’oxygène, l’hélium et l’argon. Non seulement ceux-ci étaient incompatibles avec l’émission de photons pour des raisons d’énergie, mais la section efficace car les interactions étaient des ordres de grandeur supérieurs à ceux de la diffusion Compton par les photons. À Rome, le jeune physicien Ettore Majorana a suggéré que la manière dont le nouveau rayonnement interagissait avec les protons nécessitait une nouvelle particule neutre.

La tâche consistait à déterminer la masse de cette particule neutre. James Chadwick a choisi de bombarder le bore avec des particules alpha et d’analyser l’interaction des particules neutres avec l’azote. Ces cibles particulières ont été choisies en partie parce que les masses de bore et d’azote étaient bien connues. En utilisant la cinématique, Chadwick a pu déterminer la vitesse des protons. Puis, grâce aux techniques de conservation de la quantité de mouvement, il a pu déterminer que la masse du rayonnement neutre était presque exactement la même que celle d’un proton. En 1932, Chadwick a proposé que la particule neutre était le neutron de Rutherford. En 1935, il reçoit le prix Nobel pour sa découverte.

Voir aussi: Découverte du Neutron

Structure du neutron

Structure en quarks du neutron — La structure en quarks du neutron. L’attribution des couleurs des quarks individuels est arbitraire, mais les trois couleurs doivent être présentes. Les forces entre les quarks sont médiées par les gluons.

Les neutrons et les protons sont classés en hadrons, particules subatomiques soumises à la force forte et en baryons puisqu’ils sont composés de trois quarks. Le neutron est une particule composée de deux quarks down de charge −⅓ e et d’un quark up de charge +⅔ e. Puisque le neutron n’a pas de charge électrique nette, il n’est pas affecté par les forces électriques, mais le neutron a une légère distribution de charge électrique en son sein. Il en résulte un moment magnétique non nul (moment dipolaire) du neutron. Par conséquent, le neutron interagit également via une interaction électromagnétique, mais beaucoup plus faible que le proton.

La masse du neutron est de 939,565 MeV/c², alors que la masse des trois quarks n’est que d’environ 12 MeV/c² (seulement environ 1 % de la masse-énergie du neutron). Comme le proton, la majeure partie de la masse (énergie) du neutron se présente sous la forme d’énergie de force nucléaire forte (gluons). Les quarks du neutron sont maintenus ensemble par des gluons, les particules échangeuses de la force nucléaire forte. Les gluons portent la charge de couleur de la force nucléaire forte.

Voir aussi: Structure du Neutron

Propriétés du neutron

Les principales propriétés des neutrons sont résumées ci-dessous:

Le rayon carré moyen d’un neutron est d’environ 0,8 x 10^-15 m (0,8 fermi)
La masse du neutron est de 939,565 MeV/c²
Les neutrons sont des particules à ½ spin – statistiques fermioniques
Les neutrons sont des particules neutres – sans charge électrique nette.
Les neutrons ont un moment magnétique non nul.
Les neutrons libres (à l’extérieur d’un noyau) sont instables et se désintègrent par désintégration bêta. La désintégration du neutron implique l’interaction faible et est associée à une transformation de quark (un quark down est converti en un quark up).
La durée de vie moyenne d’un neutron libre est de 882 secondes (c’est-à-dire que la demi-vie est de 611 secondes).
Un fond neutronique naturel de neutrons libres existe partout sur Terre et est causé par les muons produits dans l’atmosphère, où les rayons cosmiques de haute énergie entrent en collision avec des particules de l’atmosphère terrestre.
Les neutrons ne peuvent pas provoquer directement l’ ionisation. Les neutrons n’ionisent la matière qu’indirectement.
Les neutrons peuvent parcourir des centaines de mètres dans l’air sans aucune interaction. Le rayonnement neutronique est très pénétrant.
Les neutrons déclenchent la fission nucléaire.
Le processus de fission produit des neutrons libres (2 ou 3).
Les neutrons thermiques ou froids ont des longueurs d’onde similaires aux espacements atomiques. Ils peuvent être utilisés dans des expériences de diffraction de neutrons pour déterminer la structure atomique et/ou magnétique d’un matériau.

Voir aussi: Propriétés du Neutron

Neutron Energy

Les neutrons libres peuvent être classés selon leur énergie cinétique. Cette énergie est généralement exprimée en électronvolts (eV). Le terme température peut également décrire cette énergie représentant l’équilibre thermique entre un neutron et un milieu à une certaine température.

Classification des neutrons libres selon les énergies cinétiques

Neutrons froids (0 eV; 0,025 eV). Neutrons en équilibre thermique avec un environnement très froid tel que le deutérium liquide. Ce spectre est utilisé pour des expériences de diffusion de neutrons.
Neutrons thermiques. Neutrons en équilibre thermique avec un milieu environnant. L’énergie la plus probable à 20 °C (68 °F) pour la distribution maxwellienne est de 0,025 eV (~ 2 km / s). Cette partie du spectre d’énergie des neutrons constitue la partie la plus importante du spectre dans les réacteurs thermiques.
Neutrons épithermiques (0,025 eV; 0,4 eV). Neutrons d’énergie cinétique supérieure à l’énergie thermique. Certaines conceptions de réacteurs fonctionnent avec le spectre des neutrons épithermiques. Cette conception permet d’atteindre un taux de surgénération plus élevé que dans les réacteurs thermiques.
Les neutrons d’énergie cinétique inférieure à l’énergie de coupure du cadmium (~0,5 eV) sont fortement absorbés par le 113-Cd.
Source: JANIS (logiciel d’information nucléaire basé sur Java) www.oecd-nea.org/janis/

Neutrons de cadmium (0,4 eV; 0,5 eV). Neutrons d’énergie cinétique inférieure à l’énergie de coupure du cadmium. Un isotope du cadmium, le ¹¹³Cd, n’absorbe fortement les neutrons que s’ils sont inférieurs à ~0,5 eV (énergie de coupure du cadmium).
Neutrons d’Epicadmium (0,5 eV; 1 eV). Neutrons d’énergie cinétique supérieure à l’énergie de coupure du cadmium. Ces neutrons ne sont pas absorbés par le cadmium.
Neutrons lents (1 eV ; 10 eV).
Neutrons de résonance (10 eV; 300 eV). Les neutrons de résonance sont appelés résonance pour leur comportement particulier. Aux énergies de résonance, les sections efficaces peuvent atteindre des pics plus de 100 fois supérieurs à la valeur de base de la section efficace. A ces énergies, la capture de neutrons dépasse considérablement une probabilité de fission. Par conséquent, il est très important (pour les réacteurs thermiques) de surmonter rapidement cette plage d’énergie et de faire fonctionner le réacteur avec des neutrons thermiques entraînant une augmentation de la probabilité de fission.
Neutrons intermédiaires (300 eV; 1 MeV).
Neutrons rapides (1 MeV; 20 MeV). Les neutrons d’énergie cinétique supérieure à 1 MeV (~15 000 km/s) sont généralement appelés neutrons de fission. Ces neutrons sont produits par des processus nucléaires tels que la fission nucléaire ou les réactions (ɑ,n). Les neutrons de fission ont une distribution d’énergie de Maxwell-Boltzmann avec une énergie moyenne (pour la fission de ²³⁵U) de 2 MeV. À l’ intérieur d’un réacteur nucléaire, les neutrons rapides sont ralentis aux énergies thermiques via un processus appelé modération des neutrons.
Neutrons relativistes (20 MeV; ->)

Énergies neutroniques dans un réacteur thermique — Répartition des énergies cinétiques des neutrons dans le réacteur thermique. Les neutrons de fission (flux rapide) sont immédiatement ralentis aux énergies thermiques via un processus appelé modération neutronique.
Source: serc.carleton.edu

La physique des réacteurs n’a pas besoin de cette division fine des énergies des neutrons. Les neutrons peuvent être grossièrement (pour les besoins de la physique des réacteurs) divisés en trois gammes d’énergie:

Neutrons thermiques (0,025 eV – 1 eV).
Neutrons de résonance (1 eV – 1 keV).
Neutrons rapides (1 keV – 10 MeV).

Même la plupart des codes de calcul des réacteurs n’utilisent que deux groupes d’énergie neutronique:

Groupe des neutrons lents (0,025 eV – 1 keV).
Groupe des neutrons rapides (1 keV – 10 MeV).

Voir aussi: Énergie neutronique

Interactions des neutrons avec la matière

Les neutrons sont des particules neutres, ils voyagent donc en ligne droite, ne s’écartant de leur trajectoire que lorsqu’ils entrent en collision avec un noyau pour être diffusés dans une nouvelle direction ou absorbés. Ni les électrons entourant (nuage d’électrons atomiques) un noyau ni le champ électrique provoqué par un noyau chargé positivement n’affectent le vol d’un neutron. En bref, les neutrons entrent en collision avec des noyaux, pas avec des atomes. Une caractéristique très descriptive de la transmission des neutrons à travers la matière en vrac est la longueur moyenne du libre parcours ( λ – lambda), qui est la distance moyenne parcourue par un neutron entre les interactions. Il peut être calculé à partir de l’équation suivante:

λ = 1 / Σ

Les neutrons peuvent interagir avec les noyaux de l’une des manières suivantes:

Coupe neutronique

Section efficace des neutrons — Sections transversales typiques de matériaux de fission. Le ralentissement des neutrons entraîne une augmentation de la probabilité d’interaction (par exemple, réaction de fission).

La mesure dans laquelle les neutrons interagissent avec les noyaux est décrite en termes de quantités appelées sections efficaces. Les sections efficaces sont utilisées pour exprimer la probabilité d’une interaction particulière entre un neutron incident et un noyau cible. Il convient de noter que cette probabilité ne dépend pas des dimensions réelles de la cible. Associé au flux neutronique, il permet de calculer la vitesse de réaction, par exemple pour déduire la puissance thermique d’une centrale nucléaire. L’unité standard de mesure de la section microscopique (σ-sigma) est la grange, qui est égale à 10^-28 m². Cette unité est très petite, c’est pourquoi les granges (en abrégé «b») sont couramment utilisées. La section efficace microscopique peut être interprétée comme la «zone cible» effective dans laquelle un noyau interagit avec un neutron incident.

Une section transversale macroscopique est dérivée de microscopique et de la densité du matériau:

Σ = σ.N

Ici, σ, qui a des unités de m², est appelée la section transversale microscopique. Étant donné que les unités de N (densité de noyaux) sont des noyaux/m³, la section efficace macroscopique Σ a des unités de m^-1, c’est donc en fait un nom incorrect, car ce n’est pas une unité correcte de sections efficaces.

Les sections efficaces neutroniques constituent un paramètre clé du combustible nucléaire. Les sections efficaces de neutrons doivent être calculées pour les assemblages combustibles neufs, généralement dans des modèles bidimensionnels du réseau combustible.

La section efficace des neutrons est variable et dépend:

Noyau cible (hydrogène, bore, uranium, etc.) Chaque isotope possède son propre ensemble de sections efficaces.
Nature de la réaction (capture, fission, etc.). Les sections efficaces sont différentes pour chaque réaction nucléaire.
Énergie neutronique (neutron thermique, neutron de résonance, neutron rapide). Pour une cible et un type de réaction donnés, la section efficace dépend fortement de l’énergie des neutrons. Dans le cas courant, la section efficace est généralement beaucoup plus grande aux basses énergies qu’aux hautes énergies. C’est pourquoi la plupart des réacteurs nucléaires utilisent un modérateur de neutrons pour réduire l’énergie du neutron et ainsi augmenter la probabilité de fission, indispensable pour produire de l’énergie et entretenir la réaction en chaîne.
Énergie cible (température du matériau cible – élargissement Doppler) Cette dépendance n’est pas si importante, mais l’énergie cible influence fortement la sûreté inhérente des réacteurs nucléaires en raison d’un élargissement Doppler des résonances.

Voir aussi: JANIS (logiciel d’information nucléaire basé sur Java)

Voir aussi: Interactions des neutrons avec la matière

Voir aussi: Section efficace des neutrons

Loi 1/v

1/v Loi — Pour les neutrons thermiques (dans la région 1/v), les sections efficaces d’absorption augmentent à mesure que la vitesse (énergie cinétique) du neutron diminue.
Source: JANIS 4.0

Pour les neutrons thermiques ( dans la région 1/v), les sections efficaces d’absorption augmentent à mesure que la vitesse (énergie cinétique) du neutron diminue. Par conséquent, la loi 1/v peut être utilisée pour déterminer le déplacement de la section efficace d’absorption, si le neutron est en équilibre avec un milieu environnant. Ce phénomène est dû au fait que la force nucléaire entre le noyau cible et le neutron a plus de temps pour interagir.

$\sigma_a \sim \frac{1}{v}}} \sim \frac{1}{\sqrt{E}}}}} \sim \frac{1}{\sqrt{T}}}}}$

Cette loi n’est applicable que pour la section efficace d’absorption et uniquement dans la région 1/v.

Exemple de sections efficaces dans la région 1/v:

La section efficace d’absorption pour 238U à 20 °C = 293K (~0,0253 eV) est:

$\sigma_a(293K) = 2,68b$ .

La section efficace d’absorption pour 238U à 1000 °C = 1273K est égale à:

Cette réduction de section est due uniquement au changement de température du milieu environnant.

Capture de neutrons par résonance

Pics de résonance pour la capture radiative de l'U238. — Pics de résonance pour la capture radiative de l’U238. Aux énergies de résonance, la probabilité de capture peut être plus de 100 fois supérieure à la valeur de base.
Source: programme JANIS

La section efficace d’absorption dépend souvent fortement de l’énergie des neutrons. A noter que la fission nucléaire produit des neutrons d’une énergie moyenne de 2 MeV (200 TJ/kg, soit 20 000 km/s). Le neutron peut être grossièrement divisé en trois gammes d’énergie:

Neutron rapide. (10MeV – 1keV)
Neutron de résonance (1keV – 1eV)
Neutron thermique. (1 eV – 0,025 eV)

Les neutrons de résonance sont appelés résonance pour leur comportement particulier. Aux énergies de résonance, la section efficace peut atteindre des pics plus de 100 fois supérieurs à la valeur de base de la section efficace. A ces énergies, la capture de neutrons dépasse considérablement une probabilité de fission. Par conséquent, il est très important (pour les réacteurs thermiques) de surmonter rapidement cette plage d’énergie et de faire fonctionner le réacteur avec des neutrons thermiques entraînant une augmentation de la probabilité de fission.

Élargissement Doppler

L’effet Doppler améliore la stabilité du réacteur. Une résonance élargie (échauffement d’un combustible) entraîne une probabilité d’absorption plus élevée, provoquant ainsi une insertion de réactivité négative (réduction de la puissance du réacteur).

Un élargissement Doppler des résonances est un phénomène très important, qui améliore la stabilité du réacteur. Le coefficient de température rapide de la plupart des réacteurs thermiques est négatif, en raison d’un effet Doppler nucléaire. Bien que la section efficace d’absorption dépende de manière significative de l’énergie des neutrons incidents, la forme de la courbe de la section efficace dépend également de la température cible.

Les noyaux sont situés dans des atomes qui sont eux-mêmes en mouvement continu en raison de leur énergie thermique. En raison de ces mouvements thermiques, les neutrons frappant une cible apparaissent aux noyaux de la cible comme ayant une propagation continue en énergie. Ceci, à son tour, a un effet sur la forme de résonance observée. La résonance devient plus courte et plus large que lorsque les noyaux sont au repos.

Bien que la forme d’une résonance change avec la température, la surface totale sous la résonance reste essentiellement constante. Mais cela n’implique pas une absorption constante des neutrons. Malgré la zone constante sous résonance, une intégrale de résonance, qui détermine l’absorption, augmente avec l’augmentation de la température cible. Ceci, bien sûr, diminue le coefficient k (la réactivité négative est insérée).

Sections transversales typiques des matériaux dans le réacteur

Le tableau suivant montre les sections efficaces de neutrons des isotopes les plus courants du cœur du réacteur.

Types de réactions neutron-nucléaires

Elastic Scattering Reaction

Généralement, une diffusion de neutrons La réaction se produit lorsqu’un noyau cible émet un seul neutron après une interaction neutron-noyau. Dans une réaction de diffusion élastique entre un neutron et un noyau cible, il n’y a pas d’énergie transférée dans l’excitation nucléaire.

»Réaction

Neutron Absorption

La réaction d'absorption de neutrons est le type de réaction le plus important qui se déroulent dans un réacteur nucléaire. Les réactions d'absorption sont des réactions dans lesquelles le neutron est complètement absorbé et un noyau composé se forme. C'est la caractéristique très importante, car le mode de désintégration d'un tel noyau composé ne dépend pas de la façon dont le noyau composé s'est formé. Par conséquent, diverses émissions ou désintégrations peuvent s'ensuivre. Les réactions d'absorption les plus importantes sont divisées par le canal de sortie en deux réactions suivantes:

Capture radiative. La plupart des réactions d'absorption se traduisent par la perte d'un neutron couplée à la production d'un ou plusieurs rayons gamma. C'est ce qu'on appelle une réaction de capture et elle est notée σ_γ.

Réaction de fission induite par les neutrons. Certains noyaux (noyaux fissionnables ) peuvent subir un événement de fission, conduisant à deux ou plusieurs fragments de fission (noyaux de poids atomique intermédiaire) et à quelques neutrons . Dans un matériau fissile, le neutron peut simplement être capturé ou provoquer une fission nucléaire. Pour les matériaux fissiles, nous divisons donc la section efficace d'absorption par σ_a = σ_γ + σ_f.

Radiative Capture

La capture de neutrons est l’une des réactions d’absorption possibles qui peuvent se produire. En fait, pour les noyaux non fissibles, c’est la seule réaction d’absorption possible. Les réactions de capture se traduisent par la perte d’un neutron couplée à la production d’un ou plusieurs rayons gamma. Cette réaction de capture est également appelée réaction de capture radiative ou (n, γ), et sa section efficace est notée σ_γ.

La capture radiative est une réaction dans laquelle le neutron incident est complètement absorbé et un noyau composé est formé. Le noyau composé se désintègre ensuite à son état fondamental par émission gamma. Ce processus peut se produire à toutes les énergies des neutrons incidents , mais la probabilité de l’interaction dépend fortement de l’ énergie des neutrons incidents ainsi que de l’ énergie cible (température). En fait, l’énergie dans le système du centre de masse détermine cette probabilité.

Fission nucléaire

La fission nucléaire est une réaction nucléaire dans laquelle le noyau d’un atome se diviseen parties plus petites (noyaux plus légers). Le processus de fission produit souvent des neutrons et des photons libres (sous forme de rayons gamma ) et libère une grande quantité d’énergie. En physique nucléaire, la fission nucléaire est soit une réaction nucléaire, soit un processus de désintégration radioactive. Le cas du processus de désintégration est appelé fission spontanée et il s’agit d’un processus très rare.

Neutron Emission

Bien que l’ émission de neutrons soit généralement associée à la désintégration nucléaire, elle doit également être mentionnée en rapport avec les réactions nucléaires neutroniques. Certains neutrons interagissent avec un noyau cible via un noyau composé. Parmi ces réactions de noyau composé figurent également des réactions dans lesquelles un neutron est éjecté du noyau et elles peuvent être appelées réactions d’émission de neutrons. Le fait est que les noyaux composés perdent leur énergie d’excitation d’une manière identique à la désintégration radioactive. Une caractéristique très importante est le fait que le mode de désintégration du noyau composé ne dépend pas de la manière dont le noyau composé s’est formé.

Charged Particle Ejection

Les réactions de particules chargées sont généralement associées à la formation d’un noyau composé, qui est excité à un niveau d’énergie élevé, que ce noyau composé peut éjecter une nouvelle particule chargée alors que le neutron incident reste dans le noyau. Une fois la nouvelle particule éjectée, le noyau restant est complètement modifié, mais peut exister ou non dans un état excité en fonction du bilan masse-énergie de la réaction. Ce type de réaction est plus courant pour les particules chargées que pour les particules incidentes (telles que les particules alpha, les protons, etc.).

Le cas des réactions de particules chargées induites par les neutrons n’est pas si courant, mais il existe certaines réactions de particules chargées induites par les neutrons, qui sont importantes dans le contrôle de la réactivité et également dans la détection des neutrons.

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Détection de neutrons

Les neutrons étant des particules électriquement neutres, ils sont principalement soumis à des forces nucléaires fortes mais pas à des forces électriques. Par conséquent, les neutrons ne sont pas directement ionisants et doivent généralement être convertis en particules chargées avant de pouvoir être détectés. Généralement, chaque type de détecteur de neutrons doit être équipé d’un convertisseur (pour convertir le rayonnement neutronique en un rayonnement détectable commun) et d’un des détecteurs de rayonnement conventionnels (détecteur à scintillation, détecteur gazeux, détecteur à semi-conducteur, etc.).

Convertisseurs de neutrons

Deux types fondamentaux d’interactions neutroniques avec la matière sont disponibles à cet effet:

Diffusion élastique. Le neutron libre peut être diffusé par un noyau, transférant une partie de son énergie cinétique au noyau. Si le neutron a suffisamment d’énergie pour disperser les noyaux, le noyau en recul ionise le matériau entourant le convertisseur. En fait, seuls les noyaux d’hydrogène et d’hélium sont suffisamment légers pour une application pratique. La charge produite de cette manière peut être collectée par le détecteur conventionnel pour produire un signal détecté. Les neutrons peuvent transférer plus d’énergie aux noyaux légers. Cette méthode est appropriée pour détecter les neutrons rapides (les neutrons rapides n’ont pas de section efficace pour l’absorption) permettant la détection de neutrons rapides sans modérateur.
Absorption des neutrons. Il s’agit d’une méthode courante permettant la détection de neutrons de tout le spectre d’énergie . Cette méthode est basée sur une variété de réactions d’absorption (capture radiative, fission nucléaire, réactions de réarrangement, etc.). Le neutron est ici absorbé par le matériau cible (convertisseur) émettant des particules secondaires telles que des protons, des particules alpha, des particules bêta, des photons (rayons gamma) ou des fragments de fission. Certaines réactions sont des réactions à seuil (nécessitant une énergie minimale de neutrons), mais la plupart des réactions se produisent à des énergies épithermiques et thermiques. Cela signifie que la modération des neutrons rapides est nécessaire, ce qui entraîne une mauvaise information énergétique des neutrons. Les noyaux les plus courants pour le matériau du convertisseur de neutrons sont :
- ¹⁰B (n,α). Où la section efficace de capture de neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 3820 granges et le bore naturel a une abondance de¹⁰B 19,8%.
- ³Il (n,p). Où la section efficace de capture des neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 5350 granges et l’hélium naturel a une abondance de³He 0,014 %.
- ⁶Li (n,α). Où la section efficace de capture des neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 925 granges et le lithium naturel a une abondance de⁶Li 7,4 %.
- ¹¹³Cd (n,ɣ). Où la section efficace de capture de neutrons pour les neutrons thermiques est σ = 20820 granges et le cadmium naturel a une abondance de¹¹³ Cd 12,2%.
- ²³⁵U (n,fission). Où la section efficace de fission pour les neutrons thermiques est σ = 585 granges et l’ uranium naturel a une abondance de²³⁵U 0,711 %. L’uranium en tant que convertisseur produit des fragments de fission qui sont des particules chargées lourdes. Cela a un avantage significatif. Les particules chargées lourdes (fragments de fission) créent un signal de sortie élevé, car les fragments déposent une grande quantité d’énergie dans un volume sensible du détecteur. Ceci permet une discrimination aisée du rayonnement de fond (rayonnement gamma ei). Cette caractéristique importante peut être utilisée par exemple dans une mesure de puissance d’un réacteur nucléaire, où le champ neutronique s’accompagne d’un fond gamma important.

Voir aussi: Détection des neutrons

Free Neutron

Un neutron libre est un neutron qui n’est pas lié à un noyau. Le neutron libre est, contrairement à un neutron borné, sujet à la désintégration bêta radioactive.

Il se désintègre en un proton, un électron et un antineutrino (la contrepartie antimatière du neutrino, une particule sans charge et peu ou pas de masse). Un neutron libre se désintègre avec une demi-vie d’ environ 611 secondes (10,3 minutes). Cette désintégration implique l’interaction faible et est associée à une transformation des quarks (un quark down est converti en un quark up). La désintégration du neutron est un bon exemple des observations qui ont conduit à la découverte du neutrino. Parce qu’il se désintègre de cette manière, le neutron n’existe pas dans la nature à l’état libre, sauf parmi d’autres particules hautement énergétiques dans les rayons cosmiques. Puisque les neutrons libres sont électriquement neutres, ils traversent les champs électriques à l’intérieur des atomes sans aucune interaction et ils interagissent avec la matière presque exclusivement par des collisions relativement rares avec des noyaux atomiques.

Voir aussi: Free Neutron

Shielding of Neutron Radiation

En radioprotection, il existe trois manières de protéger les personnes contre les sources de rayonnement identifiées :

Limitation du temps. La quantité d’exposition aux rayonnements dépend directement (linéairement) du temps que les gens passent près de la source de rayonnement. La dose peut être réduite en limitant le temps d’exposition.
Distance. La quantité d’exposition au rayonnement dépend de la distance de la source de rayonnement. Comme pour la chaleur d’un incendie, si vous êtes trop près, l’intensité du rayonnement thermique est élevée et vous pouvez vous brûler. Si vous êtes à la bonne distance, vous pouvez y tenir sans problème et en plus c’est confortable. Si vous êtes trop loin d’une source de chaleur, l’insuffisance de chaleur peut également vous blesser. Cette analogie, dans un certain sens, peut également s’appliquer aux rayonnements provenant de sources nucléaires.
Blindage. Enfin, si la source est trop intensive et que le temps ou la distance ne permettent pas une radioprotection suffisante, le blindage doit être utilisé. La protection contre les rayonnements consiste généralement en des barrières de plomb, de béton ou d’eau. Même l’uranium appauvri peut être utilisé comme une bonne protection contre le rayonnement gamma, mais d’un autre côté, l’uranium est une protection absolument inappropriée contre le rayonnement neutronique. En bref, cela dépend du type de rayonnement à protéger, quel blindage sera efficace ou non.

Blindage des neutrons

Blindage du rayonnement neutronique — L’eau comme bouclier neutronique

Il existe trois caractéristiques principales des neutrons, qui sont cruciales dans le blindage des neutrons.

Les neutrons n’ont pas de charge électrique nette, ils ne peuvent donc pas être affectés ou arrêtés par des forces électriques. Les neutrons n’ionisent la matière qu’indirectement, ce qui rend les neutrons très pénétrants.
Les neutrons se diffusent avec des noyaux lourds de manière très élastique. Les noyaux lourds très durs ralentissent un neutron et encore moins absorbent un neutron rapide.
Une absorption de neutron (on dirait un blindage) provoque l’initiation de certaines réactions nucléaires (par exemple la capture radiative ou même la fission), qui s’accompagnent d’un certain nombre d’autres types de rayonnements. En bref, les neutrons rendent la matière radioactive, donc avec les neutrons, nous devons également protéger les autres types de rayonnement.

Les meilleurs matériaux pour faire écran aux neutrons doivent pouvoir :

Ralentir les neutrons (même principe que la modération des neutrons). Le premier point ne peut être satisfait que par des matériaux contenant des atomes légers (par exemple des atomes d’hydrogène), tels que l’eau, le polyéthylène et le béton. Le noyau d’un noyau d’hydrogène ne contient qu’un proton. Comme un proton et un neutron ont des masses presque identiques, un neutron diffusé sur un noyau d’hydrogène peut céder une grande partie de son énergie (même l’énergie cinétique entière d’un neutron peut être transférée à un proton après une collision). Ceci est similaire à un billard. Puisqu’une boule blanche et une autre boule de billard ont des masses identiques, la boule blanche frappant une autre boule peut être arrêtée et l’autre boule commencera à se déplacer avec la même vitesse. D’un autre côté, si une balle de ping-pong est lancée contre une boule de bowling (neutron contre noyau lourd), la balle de ping-pong rebondira avec très peu de changement de vitesse, seulement un changement de direction. Par conséquent, le plomb est tout à fait inefficace pour bloquer le rayonnement neutronique, car les neutrons ne sont pas chargés et peuvent simplement traverser des matériaux denses.
Tableau des sections

Absorbe ce neutron lent. Les neutrons thermiques peuvent être facilement absorbés par capture dans des matériaux à haute section efficace de capture de neutrons (des milliers de granges) comme le bore, le lithium ou le cadmium. Généralement, seule une fine couche d’un tel absorbeur est suffisante pour faire écran aux neutrons thermiques. L’hydrogène (sous forme d’eau), qui peut être utilisé pour ralentir les neutrons, a une section efficace d’absorption de 0,3 barn. Ce n’est pas suffisant, mais cette insuffisance peut être compensée par une épaisseur suffisante de bouclier d’eau.
Protégez les radiations qui l’accompagnent. Dans le cas du blindage au cadmium l’absorption des neutrons s’accompagne d’ une forte émission de rayons gamma. Par conséquent, un écran supplémentaire est nécessaire pour atténuer les rayons gamma. Ce phénomène n’existe pratiquement pas pour le lithium et est beaucoup moins important pour le bore en tant que matériau d’absorption des neutrons. Pour cette raison, les matériaux contenant du bore sont souvent utilisés dans les écrans à neutrons. De plus, le bore (sous forme d’acide borique) est bien soluble dans l’eau, ce qui rend cette combinaison très efficace comme bouclier neutronique.

L’eau comme bouclier neutronique

L’eau en raison de la forte teneur en hydrogène et de la disponibilité est un blindage neutronique efficace et commun. Cependant, en raison du faible numéro atomique de l’hydrogène et de l’oxygène, l’eau n’est pas un bouclier acceptable contre les rayons gamma. D’autre part dans certains cas cet inconvénient (faible densité) peut être compensé par une forte épaisseur du bouclier d’eau. Dans le cas des neutrons, l’eau modère parfaitement les neutrons, mais avec l’absorption des neutrons par le noyau d’hydrogène, des rayons gamma secondaires à haute énergie sont produits. Ces rayons gamma pénètrent fortement dans la matière et peuvent donc augmenter les exigences sur l’épaisseur du bouclier d’eau. L’ajout d’acide borique peut aider à résoudre ce problème (absorption de neutrons sur des noyaux de bore sans forte émission gamma), mais entraîne un autre problème de corrosion des matériaux de construction.

Le béton comme bouclier neutronique

Le blindage neutronique le plus couramment utilisé dans de nombreux secteurs de la science et de l’ingénierie nucléaires est le bouclier en béton. Le béton est également un matériau contenant de l’hydrogène, mais contrairement à l’eau, le béton a une densité plus élevée (convient au blindage gamma secondaire) et ne nécessite aucun entretien. Le béton étant un mélange de plusieurs matériaux différents, sa composition n’est pas constante. Ainsi, lorsque l’on se réfère au béton en tant que matériau de protection contre les neutrons, le matériau utilisé dans sa composition doit être indiqué correctement. Généralement, le béton est divisé en béton « ordinaire » et en béton « lourd ». Le béton lourd utilise des granulats naturels lourds tels que la barytine (sulfate de baryum) ou la magnétite ou les agrégats manufacturés tels que le fer, les billes d’acier, le poinçon d’acier ou d’autres additifs. Grâce à ces additifs, le béton lourd a une densité plus élevée que le béton ordinaire (~2300 kg/m³). Le béton très lourd peut atteindre une densité allant jusqu’à 5 900 kg/m³ avec des additifs de fer ou jusqu’à 8 900 kg/m³ avec des additifs de plomb. Les bétons lourds offrent une protection très efficace contre les neutrons.

Voir aussi: Blindage du rayonnement neutronique

Sources de neutrons

Une source de neutrons est tout appareil qui émet des neutrons. Les sources de neutrons ont de nombreuses applications, elles peuvent être utilisées dans la recherche, l’ingénierie, la médecine, l’exploration pétrolière, la biologie, la chimie et l’énergie nucléaire. Une source de neutrons est caractérisée par un certain nombre de facteurs:

Importance de la source
Intensité. Le taux de neutrons émis par la source.
Répartition énergétique des neutrons émis.
Distribution angulaire des neutrons émis.
Mode d’émission. Fonctionnement continu ou pulsé.

Classification par importance de la source

Grandes sources de neutrons (significatives)
- Réacteurs nucléaires. Certains noyaux peuvent subir spontanément une fission, mais seuls certains noyaux, comme l’uranium-235, l’uranium-233 et le plutonium-239, peuvent subir une réaction de fission en chaîne. En effet, ces noyaux libèrent des neutrons lorsqu’ils se séparent, et ces neutrons peuvent induire la fission d’autres noyaux. L’uranium-235 qui existe sous forme de 0,7% de l’uranium naturel subit une fission nucléaire avec des neutrons thermiques avec la production de 2,4 neutrons rapides en moyenne et la libération de ~ 180 MeV d’énergie par fission. Les neutrons libres libérés par chaque fission jouent un rôle très important en tant que déclencheur de la réaction, mais ils peuvent également être utilisés à d’autres fins. Par exemple : un neutron est nécessaire pour déclencher une autre fission. Une partie des neutrons libres (disons 0,5 neutron/fission) est absorbée dans un autre matériau, mais un excès de neutrons (0,9 neutron/fission) peut quitter la surface du cœur du réacteur et peut être utilisé comme source de neutrons.

- Systèmes fusionnés. La fusion nucléaire est une réaction nucléaire dans laquelle deux ou plusieurs noyaux atomiques (par exemple D+T) entrent en collision à une énergie très élevée et fusionnent. Ton sous-produit de la fusion DT est un neutron libre (voir photo), donc aussi la réaction de fusion nucléaire a le potentiel de produire de grandes quantités de neutrons.
- Sources de spallation. Une source de spallation est une source de neutrons à flux élevé dans laquelle des protons qui ont été accélérés à des énergies élevées frappent un matériau cible lourd, provoquant l’émission de neutrons. La réaction se produit au-dessus d’un certain seuil d’énergie pour la particule incidente, qui est généralement de 5 à 15 MeV.

Sources de neutrons moyens
- Bremssstrahlung des accélérateurs d’électrons / Photofission. Lorsqu’ils sont ralentis rapidement dans une cible lourde, les électrons énergétiques émettent un rayonnement gamma intense pendant le processus de décélération. Ceci est connu sous le nom de Bremsstrahlung ou rayonnement de freinage. L’interaction du rayonnement gamma avec la cible produit des neutrons via la réaction (γ,n), ou la réaction (γ,fission) lorsqu’une cible fissile est utilisée. e-→Pb → γ→ Pb →(γ,n) et (γ,fission). L’énergie de Bremsstrahlung γ dépasse l’énergie de liaison du « dernier » neutron dans la cible. Une puissance de source de 10 ¹³ neutrons/seconde produite en impulsions courtes (c’est-à-dire < 5 μs) peut être facilement réalisée.
- Focalisation plasma dense. Le foyer de plasma dense (DPF) est un dispositif reconnu comme une source efficace de neutrons issus des réactions de fusion. Le mécanisme de concentration de plasma dense (DPF) est basé sur la fusion nucléaire de plasma de courte durée de deutérium et/ou de tritium. Cet appareil produit un plasma de courte durée par compression et accélération électromagnétique que l’on appelle un pincement. Ce plasma est à la rigueur suffisamment chaud et dense pour provoquer la fusion nucléaire et l’émission de neutrons.
- Accélérateurs d’ions légers. Les neutrons peuvent également être produits par des accélérateurs de particules utilisant des cibles de deutérium, de tritium, de lithium, de béryllium et d’autres matériaux à faible Z. Dans ce cas, la cible doit être bombardée avec des noyaux accélérés d’hydrogène (H), de deutérium (D) ou de tritium (T).

Petites sources de neutrons
- Générateurs de neutrons. Les neutrons sont produits lors de la fusion du deutérium et du tritium dans la réaction exothermique suivante. ²D + ³T → ⁴He + n + 17,6 MeV. Le neutron est produit avec une énergie cinétique de 14,1 MeV. Cela peut être réalisé à petite échelle en laboratoire avec un modeste accélérateur de 100 kV pour les atomes de deutérium bombardant une cible de tritium. Des sources de neutrons continues de ~10¹¹ neutrons/seconde peuvent être obtenues relativement simplement.
- Source de radio-isotopes – réactions (α,n). Dans certains isotopes légers, le «dernier» neutron du noyau est faiblement lié et est libéré lorsque le noyau composé formé à la suite du bombardement de particules α se désintègre. Le bombardement du béryllium par des particules α conduit à la production de neutrons par la réaction exothermique suivante: ⁴He + ⁹Be → ¹²C + n + 5,7 MeV. Cette réaction donne une faible source de neutrons avec un spectre d’énergie ressemblant à celui d’une source de fission et est utilisée de nos jours dans les sources de neutrons portables. Le radium, le plutonium ou l’américium peuvent être utilisés comme émetteur α.
- Source de radio-isotopes – réactions (γ,n). Les réactions (γ,n) peuvent également être utilisées dans le même but. Dans ce type de source, du fait de la plus grande portée des rayons γ, les deux composants physiques de la source peuvent être séparés permettant d’« éteindre » la réaction si nécessaire en retirant la source radioactive du béryllium. Les sources (γ,n) produisent des neutrons monoénergétiques contrairement aux sources (α,n). La source (γ,n) utilise l’antimoine-124 comme émetteur gamma dans la réaction endothermique suivante.

¹²⁴Sb → ¹²⁴Te + β− + γ

γ + ⁹Be → ⁸Be + n – 1,66 MeV

- Source de radio-isotope – fission spontanée. Certains isotopes subissent une fission spontanée avec émission de neutrons. La source de fission spontanée la plus couramment utilisée est l’isotope radioactif californium-252. Le Cf-252 et toutes les autres sources de neutrons de fission spontanée sont produits en irradiant de l’uranium ou un autre élément transuranien dans un réacteur nucléaire, où les neutrons sont absorbés dans le matériau de départ et ses produits de réaction ultérieurs, transmutant le matériau de départ en isotope SF.

Voir aussi: Sources de neutrons

Voir aussi : Source Neutrons

Application of Neutrons

Depuis leur découverte en 1932, les neutrons jouent un rôle important dans de nombreux domaines de la science moderne. La découverte du neutron a immédiatement donné aux scientifiques un nouvel outil pour sonder les propriétés des noyaux atomiques. En particulier, la découverte des neutrons et de leurs propriétés a joué un rôle important dans le développement des réacteurs nucléaires et des armes nucléaires. Les principales branches où les neutrons jouent un rôle clé sont résumées ci-dessous:

Réacteurs nucléaires

Fission nucléaire - application de neutrons — La fission nucléaire est une réaction nucléaire dans laquelle le noyau d’un atome se divise en parties plus petites (noyaux plus légers). Source : chemwiki.ucdavis.edu

Un réacteur nucléaire est un dispositif clé des centrales nucléaires, des installations de recherche nucléaire ou des navires à propulsion nucléaire. L’objectif principal du réacteur nucléaire est d’initier et de contrôler une réaction nucléaire en chaîne soutenue. La réaction nucléaire en chaîne est initiée, entretenue et contrôlée uniquement par les neutrons libres. Le terme chaîne signifie qu’une seule réaction nucléaire (fission induite par des neutrons) provoque en moyenne une ou plusieurs réactions nucléaires ultérieures, conduisant ainsi à la possibilité d’une série auto-propagée de ces réactions. Le « un ou plusieurs » est le paramètre clé de la physique des réacteurs. Pour augmenter ou diminuer la puissance, il faut modifier la quantité de réactions, respectivement la quantité de neutrons libres dans le cœur nucléaire (à l’aide des barres de contrôle).

Diffraction des neutrons

Les expériences de diffraction des neutrons utilisent une diffusion élastique des neutrons pour déterminer la structure atomique (ou magnétique) d’un matériau. La diffraction des neutrons est basée sur le fait que les neutrons thermiques ou froids ont des longueurs d’onde similaires aux espacements atomiques. Un échantillon examiné (solides cristallins, gaz, liquides ou matériaux amorphes) doit être placé dans un faisceau de neutrons de neutrons thermiques (0,025 eV) ou froids (neutrons en équilibre thermique avec un environnement très froid comme le deutérium liquide) pour obtenir un diagramme de diffraction qui fournit des informations sur la structure du matériau examiné. Les expériences de diffraction des neutrons sont similaires aux expériences de diffraction des rayons X, mais les neutrons interagissent différemment avec la matière. Les photons (rayons X) interagissent principalement avec les électrons entourant (nuage atomique d’électrons) un noyau, mais les neutrons n’interagissent qu’avec les noyaux. Ni les électrons entourant (nuage d’électrons atomiques) un noyau ni le champ électrique provoqué par un noyau chargé positivement n’affectent le vol d’un neutron. En raison de leurs propriétés différentes, les deux méthodes combinées (diffraction des neutrons et diffraction des rayons X) peuvent fournir des informations complémentaires sur la structure du matériau.

Applications en médecine

Les applications médicales des neutrons ont commencé peu de temps après la découverte de cette particule en 1932. Les neutrons sont très pénétrants et ionisants, ils peuvent donc être utilisés dans des thérapies médicales telles que la radiothérapie ou la thérapie par capture du bore. Malheureusement, les neutrons, lorsqu’ils sont absorbés par la matière, activent la matière et laissent la matière (zone cible) radioactive.

Analyse par activation neutronique

Activation neutronique - application — Un échantillon analysé est d’abord irradié avec des neutrons pour produire des radionucléides spécifiques. La décroissance radioactive de ces radionucléides produits est spécifique à chaque élément (nucléide).
Source: www.naa-online.net

L’analyse par activation neutronique est une méthode pour déterminer la composition du matériau examiné. Cette méthode a été découverte en 1936 et se situe à l’avant-garde des méthodes utilisées pour l’analyse quantitative des matériaux des éléments majeurs, mineurs, traces et rares. Cette méthode est basée sur l’activation neutronique, où un échantillon analysé est d’ abord irradié avec des neutrons pour produire des radionucléides spécifiques. La décroissance radioactive de ces radionucléides produits est spécifique à chaque élément (nucléide). Chaque nucléide émet les rayons gamma caractéristiques qui sont mesurés par spectroscopie gamma, où les rayons gamma détectés à une énergie particulière indiquent un radionucléide spécifique et déterminent les concentrations des éléments. Le principal avantage de cette méthode est que les neutrons ne détruisent pas l’échantillon. Cette méthode peut également être utilisée pour déterminer un enrichissement en matière nucléaire.

Voir aussi: Application des neutrons

Neutrons rapides et retardés

Il est connu que les neutrons de fission sont importants dans tout système à réaction en chaîne. Les neutrons déclenchent la fission nucléaire de certains noyaux ( ²³⁵U , ²³⁸U ou encore ²³²Th). Ce qui est crucial, c’est que la fission de tels noyaux produit 2, 3 ou plus de neutrons libres.

Mais tous les neutrons ne sont pas libérés en même temps après la fission. Même la nature de la création de ces neutrons est différente. De ce point de vue on divise habituellement les neutrons de fission en deux groupes suivants:

Neutrons rapides. Les neutrons rapides sont émis directement à partir de la fission et ils sont émis en un temps très court d’environ 10 ^-14 secondes .
Neutrons retardés. Les neutrons retardés sont émis par des fragments de fission riches en neutrons appelés précurseurs de neutrons retardés. Ces précurseurs subissent généralement une désintégration bêta, mais une petite fraction d’entre eux est suffisamment excitée pour subir une émission de neutrons. Le fait que le neutron soit produit via ce type de désintégration et que cela se produise des ordres de grandeur plus tard par rapport à l’émission des neutrons rapides, joue un rôle extrêmement important dans le contrôle du réacteur.