Economie de neutrons dans un réacteur

Pour que la réaction en chaîne puisse être soutenue dans un réacteur, et que la régénération soit assurée, il faut, pour chaque fission, pouvoir disposer de

un peu plus de un neutron pour provoquer une nouvelle fission.
un peu plus de un neutron pour transformer un noyau fertile en noyau fissile afin de remplacer les noyaux fissiles consommés.

S'il y a, en outre, des neutrons supplémentaires, ils pourront être utiles à la surrégénération ou bien à la transmutation de déchets radioactifs. Ce sont les neutrons disponibles dont le nombre varie selon le cycle de combustible, le spectre neutronique, les pertes dans le réacteur.

Neutrons disponibles

Le nombre de neutrons consommés pour obtenir la fission d'un nouveau noyau fissile est plus grand que un, du fait que la section efficace de capture sans fission, $\sigma_{{\textrm{c}}}^{}$ , n'est pas nulle. Le nombre de neutrons consommés par fission peut s'écrire

( $\sigma_{{\textrm{f}}}^{}$ + $\sigma_{{\textrm{c}}}^{}$ )/ $\sigma_{{\textrm{f}}}^{}$ ou encore (1 + $\sigma_{{\textrm{c}}}^{}$ / $\sigma_{{\textrm{f}}}^{}$ ).

Ainsi, il y a, par fission, $\alpha$ = $\sigma_{{\textrm{c}}}^{}$ / $\sigma_{{\textrm{f}}}^{}$ noyaux fissiles qui ne donnent pas directement lieu à une fission. Autrement dit, pour obtenir une fission, il faut non pas 1 mais (1 + $\alpha$ ) noyaux fissiles par fission. Pour assurer la régénération, il faut que le nombre de noyaux fertiles transformés en noyaux fissiles soit, par fission, (1 + $\alpha$ ).

Ainsi, le nombre de neutrons consommés par fission tout en assurant la régénération est égal à 2(1 + $\alpha$ ).

Par ailleurs, des neutrons sont perdus, soit par des captures dans les structures et le modérateur, soit par ce qu'ils s'échappent du coeur. Ces pertes dépendent de la configuration du réacteur et des matériaux utilisés, elles doivent être aussi petites que possible, elles sont un des facteurs qui déterminent le nombre de neutrons disponibles. Elles sont difficilement inférieures à 0,1 neutron par fission.

Enfin, le nombre de neutrons libérés lors d'une fission, $\nu$ , dépend du noyau qui fissionne, donc du cycle de combustible choisi.

Le nombre de neutrons disponibles vaut

Nd = $\nu$ - 2(1 + $\alpha$ ) - pertes

Les valeurs de N d pour les différentes filières sont données ci-dessous.

Figure 1 : Nombre de neutrons disponibles pour les cycles U-Pu et Th-U avec des neutrons thermiques, et des neutrons rapides

Pour le cycle U-Pu, le nombre de neutrons disponibles est grand pour des neutrons rapides et très faible pour des neutrons thermiques - il serait très difficile d'obtenir la régénération avec des neutrons thermiques, le cycle U-Pu ne peut etre régénérateur qu'avec des neutrons rapides.

Pour le cycle Th-U, le nombre de neutrons disponibles est le même avec des neutrons rapides et des neutrons thermiques, il n'est pas très grand. Les simulations sur ordinateur montrent tout de même qu'un réacteur au thorium peut être régénérateur, et même surrégénérateur. Ces deux solutions méritent d'être étudiées.