Voir la source de Fission nucléaire

{{Redirect|Fission}}
{{Confusion|Fusion nucléaire}}
[[Fichier:Kernspaltung.gif|redresse=1.67|vignette|Schéma animé d'une fission nucléaire stylisée selon le [[modèle de la goutte liquide]]. Un [[atome]] (disque rouge) est percuté par un [[neutron]] (point bleu). L'atome se scinde en deux autres atomes plus petits (fragments de fission, ou [[produit de fission|produits de fission]]). La réaction de fission émet plusieurs neutrons (typiquement deux ou trois).]]

La '''fission nucléaire''' est le phénomène par lequel un [[noyau atomique]] lourd (c'est-à-dire formé d'un grand nombre de [[nucléon]]s — comme l'[[uranium]], le [[plutonium]]{{etc.}}) est scindé en deux ou en quelques [[nucléide]]s plus légers. Cette [[réaction nucléaire]] s'accompagne de l'émission de [[neutron]]s (en général deux ou trois) et d'un dégagement d'[[énergie nucléaire|énergie]] très important (≈ {{Unité|200|MeV}} par atome fissionné, donc beaucoup plus que [[Réaction chimique#Réaction chimique et énergie|celui des réactions chimiques]], de l'ordre de l'[[électronvolt|eV]] par [[atome]] ou [[molécule]] réagissant). L'émission de neutrons peut entraîner une [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaîne]], phénomène mis en œuvre dans les [[Centrale nucléaire|centrales nucléaires]] pour la [[production d'électricité]] et dans les [[bombe A|bombes atomiques]].

== Découverte ==
{{article détaillé| Découverte de la fission nucléaire}}
Le phénomène de fission nucléaire induite est décrit le {{Date|17|décembre|1938}} par deux chimistes du ''Kaiser-Wilhelm-Institut für Chemie'' de Berlin : [[Otto Hahn]] et son jeune assistant [[Fritz Strassmann]]<ref name=":0">{{Article|langue=de|auteur1=Otto Hahn|auteur2=Fritz Strassmann|titre=Über den Nachweis und das Verhalten der bei der Bestrahlung des Urans mittels Neutronen entstehenden Erdalkalimetalle|traduction titre=Sur la détection et les caractéristiques des métaux alcalino-terreux formés par irradiation de l'uranium avec des neutrons|périodique=Die Naturwissenschaften|volume=27|numéro=1|pages=11–15|date=1939-01|issn=0028-1042|issn2=1432-1904|doi=10.1007/BF01488241|lire en ligne=http://link.springer.com/10.1007/BF01488241|consulté le=2024-03-14}}.</ref>. La physicienne autrichienne [[Lise Meitner]] participe aussi à cette découverte. Toutefois, étant [[Juifs|juive]], elle fuit l'[[Allemagne]] en {{date-|juillet 1938}} pour se réfugier en [[Suède]]. Bien qu'ayant continué à participer aux recherches par correspondance (c'est elle qui a compris les implications des résultats de l'expérience déterminante et calculé l'énergie produite), elle n'est pas citée dans la publication<ref>{{Article |langue=en |prénom1=Elisabeth |nom1=Crawford|prénom2=Ruth |nom2=Lewin Sime|prénom3=Mark |nom3=Walker|titre=A Nobel Tale of Postwar Injustice |périodique=Physics Today|année=1997 |volume=50 |numéro=9 |pages=26-32 }}.</ref>{{,}}<ref>{{article|auteur=Ruth L. Sime (revue par Arne Hessenbruch)|titre=Lise Meitner - A Life in Physics|journal=European Journal of Physics|volume=17|numéro=6|année=1996|date=|doi=10.1088/0143-0807/17/6/021|url texte=http://stacks.iop.org/0143-0807/17/i=6/a=021}}.</ref>.

Les résultats du bombardement de noyaux d'uranium par des neutrons sont alors déjà considérés comme dignes d'intérêt et tout à fait intrigants. Les principes théoriques avaient été étudiés par [[Enrico Fermi]] et ses collègues en [[1934]] mais ne furent donc correctement interprétés que plusieurs années plus tard.

Le 16 janvier 1939, [[Niels Bohr]] arrive aux [[États-Unis]] pour passer plusieurs mois à l'[[université de Princeton]], où il se hâte de discuter de certains problèmes théoriques avec [[Albert Einstein]]. Juste avant son départ du [[Danemark]], deux de ses collègues, [[Lise Meitner]] et [[Otto Frisch]], lui ont fait part de leur hypothèse selon laquelle l'absorption d'un neutron par un noyau d'uranium provoque parfois la scission de celui-ci en deux parties approximativement égales et la libération d'une énorme quantité d'énergie : ils nomment ce phénomène « fission nucléaire ». Cette hypothèse est fondée sur l'importante découverte de Hahn et Strassmann<ref name=":0" /> : le bombardement de l'uranium par des neutrons produit un isotope du [[baryum]].

Bohr promet de garder secrète l'interprétation de Meitner et Frisch jusqu'à ce qu'ils publient un article afin de leur assurer la paternité de la découverte et de l'interprétation mais, à bord du bateau en route pour les États-Unis, il en parle avec [[Léon Rosenfeld]], en oubliant de lui demander de respecter le secret.

Dès son arrivée, Rosenfeld en parle à tous les physiciens de l'[[université de Princeton]]. La nouvelle se répand ainsi à d'autres physiciens, tels Enrico Fermi de l'[[université Columbia]]. Les conversations entre Fermi, {{Lien|John R. Dunning}} et {{Lien|George B. Pegram}} débouchent, à Columbia, sur la recherche des rayonnements ionisants produits par les fragments du noyau d'uranium obtenus après cette fameuse « fission ».

Le 26 janvier 1939 se tient une conférence de [[physique théorique]] à [[Washington (district de Columbia)|Washington]], organisée conjointement par l'[[université George-Washington]] et la [[Carnegie Institution]] de Washington. Fermi quitte [[New York]] pour participer à cette conférence avant le lancement des expériences de fission à Columbia. Bohr et Fermi discutent du problème de la fission et Fermi mentionne en particulier la possibilité que des neutrons puissent être émis durant le processus. Bien que ce ne soit qu'une hypothèse, ses conséquences, c'est-à-dire la possibilité d'une [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaîne]], paraissent évidentes. De nombreux articles à sensation sont publiés dans la presse à ce sujet{{Référence nécessaire}}. Avant la fin de la conférence à Washington, plusieurs autres expériences sont lancées pour confirmer la thèse de la fission du noyau.

Le 15 février 1939, dans la ''Physical Review'', quatre laboratoires publient leurs résultats{{Référence nécessaire}} (université Columbia, [[Carnegie Institution]] de Washington, [[université Johns-Hopkins]], [[université de Californie]]). Un mois plus tôt, Bohr savait que des expériences similaires avaient déjà été entreprises au [[Université de Copenhague|Laboratoire de Copenhague]] (Danemark) (Lettre de [[Otto Frisch|Frisch]] à la revue ''[[Nature (revue)|Nature]]'' datée du {{date-|16 janvier 1939}} et parue dans le numéro du {{date-|18 février}}{{Référence nécessaire}}). [[Frédéric Joliot-Curie|Frédéric Joliot]], à Paris, publie aussi ses premiers résultats dans les ''Comptes Rendus'' du {{date-|30 janvier 1939}}. À partir de ce moment-là, la publication d'articles sur la fission devient régulière et intense au point que, dans la ''Review of Modern Physics'' du {{date-|6 décembre 1939}}, [[L. A. Turner]] de Princeton en dénombre presque une centaine.

== Phénomène ==
Il existe deux types de fissions : la fission spontanée et la fission induite. La fission [[neutronique]] est une fission induite qui peut être soit thermique (où la particule induite est un neutron thermique ou lent) soit [[fission rapide|rapide]] (où la particule induite est un neutron rapide). Les noyaux atomiques pouvant fissionner sont dits « [[Isotope fissile|fissiles]] » (s'ils peuvent subir une fission avec des neutrons rapides ou lents) ou « [[Isotope fissible|fissibles]] » (s'ils peuvent subir une fission rapide).

La découverte de la fission de l'[[uranium 235]] peut être décrite par l'intermédiaire du [[modèle de la goutte liquide]]. Un noyau est constitué de nucléons : les protons et les neutrons. Ces nucléons, outre leurs masses respectives, apportent une énergie de liaison au noyau donnée par la [[formule de Weizsäcker]] ; plus l'énergie de liaison est importante, plus le noyau est stable.

D'après le modèle de la goutte liquide, la fission est possible si la variation de masse entre deux noyaux {{Nucléide|{{math|A/2}}|{{math|Z/2}}|{{math|Y}}}} issus du noyau {{Nucléide|{{math|A}}|{{math|Z}}|{{math|X}}}} est positive ou nulle{{Quoi|date=6 juillet 2023}}. Cette condition est vraie si {{nobr|{{sfrac|{{math|Z}}{{2}}|{{math|A}}}} ≥ 18}}, ce qui correspond à la région du [[zirconium]]. Au-delà du rapport {{nobr|{{sfrac|{{math|Z}}{{2}}|{{math|A}}}} ≥ 50}}, le noyau est instable et fissionne spontanément.

Actuellement, la fission induite par des projectiles de faible énergie ({{unité|0|à=2|MeV}}) a été observée pour quelques [[actinide]]s, l'{{lnobr|uranium 233}}, l'{{lnobr|uranium 235}} et l'{{lnobr|uranium 238}} ainsi que le {{lnobr|plutonium 239}} et le {{lnobr|plutonium 241}}.

=== Fission spontanée ===
{{article détaillé|Fission spontanée}}

Le phénomène de la fission spontanée est découvert en 1940 par [[Gueorgui Fliorov|G. N. Flerov]] et [[K. A. Petrzak]], qui travaillaient sur des noyaux d'uranium 238{{Référence nécessaire}}.

On parle de fission nucléaire spontanée lorsque le noyau se désintègre en plusieurs fragments sans absorption préalable d'un [[Dualité onde-corpuscule|corpuscule]] ([[particule subatomique]]). Ce type de fission n'est possible que pour les noyaux extrêmement lourds, car l'énergie de liaison par nucléon est alors plus petite que pour les noyaux moyennement lourds nouvellement formés.

L'[[uranium]] 235 (dans une très faible proportion cependant), les [[plutonium]]s 240 et 244 et surtout le [[californium]] 254 sont par exemple des noyaux spontanément fissiles.

=== Fission induite ===
[[Fichier:Nuclear fission.svg|vignette|Exemple d'une fission nucléaire de l'[[uranium 235]]. Il absorbe un [[neutron]] (représenté par le point bleu ciel en haut). Il devient [[uranium 236]], puis se scinde en <sup>92</sup>Kr et <sup>141</sup>Ba et produit 3 neutrons (trois points bleu ciel en bas).]]

La fission induite a lieu lorsqu'un noyau lourd capture une autre particule (généralement un [[neutron]]) et que le noyau ainsi composé se désintègre alors en plusieurs fragments. La fission induite de l'uranium 235 par absorption d'un neutron est la réaction de ce type la plus connue. Elle est du type :
:{{Nucléide|235|92|U|Uranium 235}} + {{Nucléide|1|0|n|Neutron}} ⟶ {{Nucléide|236|92|U|Uranium 236}} ⟶ X + Y + {{mvar|k}}&thinsp;{{Nucléide|1|0|n|Neutron}}

où X et Y sont deux noyaux moyennement lourds et généralement radioactifs, appelés [[Produit de fission|produits de fission]]{{Quoi|date=6 juillet 2023}}. Par exemple la fission induite d'un noyau d'{{lnobr|uranium 235}} peut donner deux produits de fission, le [[krypton]] et le [[baryum]], accompagnés de deux ou trois [[neutron]]s :
:{{Nucléide|235|92|U|Uranium 235}} + {{Nucléide|1|0|n|Neutron}} ⟶ {{Nucléide|92|36|Kr|Krypton 92}} + {{Nucléide|141|56|Ba|Baryum 141}} + 3 {{Nucléide|1|0|n|Neutron}}.

Les fissions induites les plus couramment utilisées sont les fissions de l'{{lnobr|uranium 235}} et du {{lnobr|plutonium 239}}.

{{Article connexe|Isotope fissile}}

Sous l'effet d'une collision avec un [[neutron]], le noyau de certains gros atomes, dits fissiles, a la propriété de se casser en deux. La matière fissile qui constitue le cœur des réacteurs est en général de l'[[uranium]] ou du [[plutonium]]<ref name ="reactcea">{{Lien web| url = http://www.cea.fr/jeunes/themes/l_energie_nucleaire/le_fonctionnement_d_un_reacteur_nucleaire| titre = Le fonctionnement d’un réacteur nucléaire| date =| site = le site du CEA| format=pdf| consulté le =10 avril 2011}}.</ref>. En absorbant un neutron, un noyau d'atome [[Uranium 235|{{exp|235}}U]] se transforme ainsi en [[Uranium 236|{{exp|236}}U]], un [[isotope]] de l'uranium, dans un état excité de {{unité|6.2|[[Mégaélectron-volt|MeV]]}} (avec {{unité|1|MeV}} = {{unité|1.6 e-13 J}}). Il se comporte ainsi un peu comme une [[Modèle de la goutte liquide|goutte d'eau]].

Dans 16 % des cas, l'énergie est dissipée par rayonnement électromagnétique et le noyau d'[[Uranium 236|{{exp|236}}U]] reste intact. Dans 84 % des cas, cette énergie suffit pour que le noyau puisse franchir la barrière de fission, de {{unité|5.7|MeV}}, et se fragmenter en deux autres noyaux comme le {{lnobr|krypton 93}} ({{exp|93}}Kr) et le {{lnobr|baryum 140}} ({{exp|140}}Ba)<ref name="fission18">{{Lien web |auteur institutionnel=[[Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie de Grenoble]] |titre=Des nouvelles de la fission |url=http://lpsc.in2p3.fr/communication/articlespresse/03_Fission.pdf |format=pdf |date= |consulté le=10 avril 2011 |page=18 |brisé le=oui}}.</ref> :
:{{Nucléide|235|92|U|Uranium 235}} + {{Nucléide|1|0|n|Neutron}} ⟶ {{Nucléide|236|92|U|Uranium 236}} ⟶ {{Nucléide|93|36|Kr|Krypton 93}} + {{Nucléide|140|56|Ba|Baryum 140}} + 3 {{Nucléide|1|0|n|Neutron}},

ou bien le [[strontium 94]] et le [[xénon 140]] :
:{{Nucléide|235|92|U|Uranium 235}} + {{Nucléide|1|0|n|Neutron}} ⟶ {{Nucléide|236|92|U|Uranium 236}} ⟶ {{Nucléide|94|38|Sr|Strontium 94}} + {{Nucléide|140|54|Xe|Xénon 140}} + 2 {{Nucléide|1|0|n|Neutron}} + [[Rayon gamma|{{mvar|γ}}]].

Une importante quantité d'énergie est libérée lors de cette fission, de l'ordre de 202,8 MeV pour un noyau d'uranium 235. La part principale de cette énergie est constituée par l'énergie cinétique des deux atomes créés<ref name ="polytechn2">{{Lien web| url = http://www.enseignement.polytechnique.fr/physique/cours/annee3/pdf/phy553/PHY553_3.pdf| titre = Physique & Physique & Astrophysique Nucléaires| date =| site =enseignement.polytechnique.fr | format=pdf| consulté le =12 avril 2011}}, dia 2.</ref>. Elle s'accompagne en général de l'émission d'un ou de plusieurs neutrons rapides (généralement 2 ou 3) qui ont une énergie cinétique moyenne de {{nb|2 MeV}}<ref name ="coursnucl">{{Lien web| url = http://sfp.in2p3.fr/Debat/debat_energie/E2PHY/leconte.pdf| titre = Éléments sur l’énergie nucléaire| date =| site = le site de la Société française de physique| format=pdf| consulté le =11 avril 2011}}, p. 4.</ref>. Ceux-ci réagissent avec les noyaux qu'ils rencontrent et sont soit diffusés, c'est-à-dire renvoyés dans une direction différente, soit absorbés. Tant que la probabilité d'absorption reste faible, les neutrons se conservent pratiquement en nombre, mais leur énergie décroît peu à peu à chaque diffusion. Les noyaux sont d'autant plus efficaces pour ralentir les neutrons que leur masse est plus faible, plus proche de celle du neutron. C'est en particulier le cas de l'eau ordinaire (qui contient de l'hydrogène, le meilleur des modérateurs/ralentisseurs de neutrons), l'[[eau lourde]] (eau dans laquelle n'a été conservé, grâce à une [[séparation isotopique]], que l'isotope lourd de l'hydrogène, le [[deutérium]]), le [[béryllium]] (ou son oxyde, BeO, la [[Oxyde de béryllium|glucine]]), et enfin le [[graphite]] (carbone pur)<ref name="energeth">{{Lien web |auteur=Paul Reuss |titre=Les réacteurs nucléaires |url=https://www.energethique.com/file/ARCEA/Articles/Article_20_Les_reacteurs_nucleaires.pdf |format=pdf |site=energethique.com |date= |consulté le=3 juillet 2020}}.</ref>. Avec un modérateur efficace, les neutrons se ralentissent jusqu'à ce que leur énergie cinétique soit à peu près égale à l'énergie d'agitation thermique du milieu diffusant ({{nb|0,025 eV}} à la température de {{nb|300 K}}). La plupart des fissions se produisent alors à cette énergie et le réacteur est dit « à [[Thermalisation des neutrons|neutrons thermiques]] ». Dans le cas contraire, le réacteur est dit « à neutrons rapides »<ref name ="energeth"/>.

Dans un réacteur thermique, la probabilité qu'une rencontre d'un neutron thermalisé avec un atome fissile donne lieu à la fission de l'atome rencontré est {{Nombre|250 fois}} plus élevée que lorsque le neutron possède une énergie (une vitesse) élevée voisine de son énergie initiale. C'est principalement pour cette raison que dans un réacteur thermique, on cherche à ralentir les neutrons issus de fission pour les amener au [[niveau d'énergie]] (de vitesse) thermique. 

Certaines captures de neutrons ne donnent pas lieu à la fission du noyau et l'importance relative de ces captures parasites doit être strictement limitée pour qu'une réaction en chaîne, divergente ou stationnaire, soit réalisée. Pour entretenir une réaction en chaîne, l'un des ''n'' neutrons produits à chaque fission devra à son tour être absorbé dans le combustible, les {{nobr|''n'' – 1}} qui restent pouvant être perdus par capture dans les autres constituants du milieu, ou par fuite en dehors du dispositif. La quantité ''n'' dépend de l'énergie des neutrons. Dans le cas des neutrons thermiques, ''n'' est égal à 2,08 pour <sup>235</sup>U et <sup>239</sup>Pu, à 1,8 pour l'uranium enrichi, mais à 1,36 seulement pour l'uranium naturel<ref name ="polytechn9">{{Lien web| url = http://www.enseignement.polytechnique.fr/physique/cours/annee3/pdf/phy553/PHY553_3.pdf| titre = Physique & Physique & Astrophysique Nucléaires| date =| site =enseignement.polytechnique.fr | format=pdf| consulté le =12 avril 2011}}, dia 9.</ref>. Le contrôle de la réaction en chaîne est assuré par l'insertion de [[Barre de contrôle (nucléaire)|barres de commande]] contenant des matériaux très absorbants des neutrons, généralement désignés : « absorbants mobiles de contrôle de la réactivité du cœur ». Les matériaux absorbants utilisés sont généralement le [[bore]], le [[cadmium]], l'[[argent]], l'[[indium]] (sous forme d'un [[alliage]] spécial Ag-In-Cd), le [[hafnium]], ainsi que d'autres matériaux ([[Carbure de bore|B<sub>4</sub>C]]…).

==== Photofission ====
La photofission est un type de fission nucléaire induite qui se produit lorsqu'un noyau absorbe un [[Rayon gamma|rayonnement gamma]]<ref>{{lien web|url=http://global.britannica.com/science/nuclear-fission#ref496473|titre=Photofission|site=[[Encyclopædia Britannica|global.britannica]]|langue=en}}.</ref>. Ce processus peut être utilisé pour la synthèse d'isotopes utilisés en [[médecine nucléaire]]<ref>{{lien web|url=http://www.futura-sciences.com/magazines/matiere/infos/actu/d/physique-ariel-reacteur-nucleaire-medecine-24283/|site=[[Futura (portail web)|Futura-sciences]]|titre=Ariel, le réacteur nucléaire pour la médecine}}.</ref>.

Les rayons gamma de quelques dizaines de MeV peuvent induire la fission de noyaux fissiles comme les [[actinide]]s uranium, plutonium et neptunium<ref>{{Article|langue=en|prénom1=D.|nom1=Doré|prénom2=J.-C.|nom2=David|prénom3=M.-L.|nom3=Giacri|prénom4=J.-M.|nom4=Laborie|auteur5=X. Ledoux|auteur6=M. Petit|auteur7=D. Ridikas|auteur8=A. Van Lauwe|titre=Delayed neutron yields and spectra from photofission of actinides with bremsstrahlung photons below 20 MeV.|périodique=Journal of Physics: Conference Series|volume=41|pages=241–247|date=2006-05-01|issn=1742-6588|issn2=1742-6596|doi=10.1088/1742-6596/41/1/025|lire en ligne=https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1742-6596/41/1/025/pdf|consulté le=2024-08-12|format=pdf}}.</ref>. Des expériences ont été réalisées qui montrent que la section efficace de photofission varie peu jusqu'à des énergies de photons de l'ordre du GeV<ref>{{Article|langue=en|prénom1=C.|nom1=Cetina|prénom2=B. L.|nom2=Berman|prénom3=W. J.|nom3=Briscoe|prénom4=P. L.|nom4=Cole|et al.=oui|titre=Photofission of Heavy Nuclei at Energies up to 4 GeV|périodique=Physical Review Letters|volume=84|numéro=25|pages=5740–5743|date=2000-06-19|doi=10.1103/PhysRevLett.84.5740|lire en ligne=https://arxiv.org/pdf/nucl-ex/0004004|consulté le=2024-08-12}}.</ref>.

La photofission induite par un [[laser]]{{Lequel|motif=Laser de quel type ?|date=4 janvier 2024}} de très haute puissance a été découverte au [[Laboratoire national Lawrence Livermore|Lawrence Livermore National Laboratory]] Petawatt laser facility en 2000<ref name="Cowan2000">{{article|prénom1=T. E.|nom1=Cowan|prénom2=A. W.|nom2=Hunt|prénom3=T. W.|nom3=Phillips|prénom4=S. C.|nom4=Wilks|titre=Photonuclear fission from high energy electrons from ultraintense laser-solid interactions|journal=Physical Review Letters|volume=84|numéro=5|pages=903–906|date=2000-01-31|issn=0031-9007|doi=10.1103/PhysRevLett.84.903|lire en ligne=https://web.archive.org/web/20170808051127id_/http://www.nanolabz.com/papers/T_Cowan%20-1999.pdf|format=pdf|nom5=Perry|prénom5=M. D.|nom6=Brown|prénom6=C.|nom7=Fountain|prénom7=W.|nom8=Hatchett|prénom8=S.|nom9=Johnson|prénom9=J.|nom10=Key|prénom10=M. H.|nom11=Parnell|prénom11=T.|nom12=Pennington|prénom12=D. M.|nom13=Snavely|prénom13=R. A.|nom14=Takahashi|prénom14=Y.}}.</ref>. Elle a été proposée{{Par qui|date=4 janvier 2024}} comme une voie potentielle à explorer pour tenter de diminuer (par [[Procédé de séparation|séparation]] et [[transmutation]]) la [[demi-vie]] de certains [[Radioisotope|radionucléides]] présents dans les [[Combustible nucléaire|combustibles nucléaires usés]]. Sa faisabilité technique, énergétique et économique à grande échelle et son utilité, finalement, restent à démontrer.

==== Photo-désintégration ====
La photo-désintégration ou photo-transmutation est un phénomène similaire à la photofission dans lequel des photons gamma énergétiques interagissant avec des noyaux peuvent les porter dans un état excité suivi immédiatement d'une désintégration avec émission de particules subatomiques. Il a été démontré expérimentalement qu'un laser femtoseconde délivrant des impulsions lumineuses ultracourtes (environ {{nb|100 fs}}) et ultra-intenses (environ {{nb|e20 W/cm2}}) pouvait produire des impulsions intenses de rayonnement gamma d'énergie comprise entre {{nb|1 et 10 MeV}}<ref name="Cowan2000" />{{,}}<ref name="Ledingham2000">{{article|prénom1=K. W. D.|nom1=Ledingham|prénom2=I.|nom2=Spencer|prénom3=T.|nom3=McCanny|prénom4=R. P.|nom4=Singhal|titre=Photonuclear physics when a multiterawatt laser pulse interacts with solid targets|journal=Physical Review Letters|volume=84|numéro=5|pages=899–902|date=2000-01-31|issn=0031-9007|doi=10.1103/PhysRevLett.84.899|lire en ligne=http://lib.tkk.fi/Diss/2001/isbn9512254816/article3.pdf|format=pdf|nom5=Santala|prénom5=M. I. K.|nom6=Clark|prénom6=E.|nom7=Watts|prénom7=I.|nom8=Beg|prénom8=F. N.|nom9=Zepf|prénom9=M.|nom10=Krushelnick|prénom10=K.|nom11=Tatarakis|prénom11=M.|nom12=Dangor|prénom12=A. E.|nom13=Norreys|prénom13=P. A.|nom14=Allott|prénom14=R.|nom15=Neely|prénom15=D.|nom16=Clark|prénom16=R. J.|nom17=Machacek|prénom17=A. C.|nom18=Wark|prénom18=J. S.|nom19=Cresswell|prénom19=A. J.|nom20=Sanderson|prénom20=D. C. W.|nom21=Magill|prénom21=J.}}.</ref>{{,}}<ref>{{Article|prénom1=H.|nom1=Schwoerer|prénom2=F.|nom2=Ewald|prénom3=R.|nom3=Sauerbrey|prénom4=J.|nom4=Galy|auteur5=J. Magill|auteur6=V. Rondinella|auteur7=R. Schenkel|auteur8=T. Butz|titre=Fission of actinides using a tabletop laser|périodique=Europhysics Letters (EPL)|volume=61|numéro=1|pages=47–52|date=2003-01|issn=0295-5075|issn2=1286-4854|doi=10.1209/epl/i2003-00243-1|lire en ligne=http://www.templar.co.uk/downloads/Laser_induced_fission_of_Th.pdf|consulté le=2024-08-12|format=pdf}}.</ref>. De telles impulsions sont parfaitement capables de produire des désintégrations<ref>{{Article|prénom1=P. A.|nom1=Norreys|prénom2=M.|nom2=Santala|prénom3=E.|nom3=Clark|prénom4=M.|nom4=Zepf|et al.=oui|titre=Observation of a highly directional γ-ray beam from ultrashort, ultraintense laser pulse interactions with solids|périodique=Physics of Plasmas|volume=6|numéro=5|pages=2150–2156|date=1999-05-01|issn=1070-664X|issn2=1089-7674|doi=10.1063/1.873466|lire en ligne=https://www.researchgate.net/profile/Alan-Cresswell/publication/30396261_Observation_of_a_highly_directional_g-ray_beam_from_ultrashort_ultraintense_laser_pulse_interactions_with_solids/links/0deec519b78c29006c000000/Observation-of-a-highly-directional-g-ray-beam-from-ultrashort-ultraintense-laser-pulse-interactions-with-solids.pdf|consulté le=2024-08-12|format=pdf}}.</ref>{{,}}<ref>{{Article|prénom1=K. W. D.|nom1=Ledingham|prénom2=J.|nom2=Magill|prénom3=P.|nom3=McKenna|prénom4=J.|nom4=Yang|et al.=oui|titre=Laser-driven photo-transmutation of 129 I—a long-lived nuclear waste product|périodique=Journal of Physics D: Applied Physics|volume=36|numéro=18|pages=L79–L82|date=2003-09-21|issn=0022-3727|issn2=1361-6463|doi=10.1088/0022-3727/36/18/L01|lire en ligne=https://silis.phys.strath.ac.uk/publications/Articles/Ledingham-transmutation-jpd03.pdf|consulté le=2024-08-12}}.</ref>.

==== Bilan neutronique ====
Lors de la fission, des neutrons rapides sont tout de suite ({{nb|e-14 s}}) émis, ils sont dits « neutrons instantanés »<ref name="Vocabulaire">{{Légifrance|base=JORF|numéro=CTNX0902156X|texte=Vocabulaire de l'ingénierie nucléaire (liste de termes, expressions et définitions adoptés)}}, publié au [[Journal officiel de la République française|JORF]] du {{Date|22|2|2009}}.</ref> (anciennement nommés « neutrons prompts »). Puis, après l'émission de ces neutrons instantanés, les produits de fission commencent leur [[décroissance radioactive]]. Ces décroissances radioactives vont engendrer la libération de neutrons rapides avec une latence de treize secondes en moyenne ; ces neutrons libérés juste après des {{nobr|désintégrations β}} sont appelés « [[Fraction de neutrons retardés|neutrons retardés]] ».

La probabilité de fission d'un noyau fissile dépend de l'énergie cinétique du neutron incident ; pour des noyaux fissiles thermiquement comme {{Nucléide|235||U|Uranium 235}} et {{Nucléide|239||Pu|Plutonium 239}}, cette probabilité augmente quand l'énergie cinétique du neutron incident diminue d'où la nécessité de [[modérateur (nucléaire)|modérer]] un réacteur nucléaire à neutrons thermiques. Ce phénomène de ralentissement des neutrons rapides issus des fissions (instantanés et retardés) s'appelle la [[thermalisation des neutrons]], il consiste en un ralentissement par [[choc élastique|chocs élastiques]] successifs des neutrons avec un noyau léger ([[Hydrogène|H]], [[Deutérium|D]], [[Carbone|C]], [[Béryllium|Be]]). Le béryllium métallique et le graphite sont des matériaux modérateurs solides alors que l'hydrogène et le deutérium sont principalement utilisés comme modérateur sous forme d'eau et d'[[eau lourde]].

Le tableau suivant indique le nombre de neutrons libérés en moyenne ''et par fission'' par neutron thermique en fonction du noyau considéré :

{| class="wikitable alternance centre" style="text-align:center"
|-
! scope=col | Noyau considéré
! Nombre moyen de neutrons libérés
|-
! scope=row | {{Nucléide|233||U|Uranium 233}}
| 2,55
|-
! scope=row | {{Nucléide|235||U|Uranium 235}}
| 2,47
|-
! scope=row | {{Nucléide|238||U|Uranium 238}}
| —<ref group="Note" name="n1">L'uranium 238 n'est fissible que par des neutrons rapides d'énergie supérieure à {{nb|1 MeV}}.</ref>
|-
! scope=row | Uranium naturel
| 2,47
|-
! scope=row | {{Nucléide|239||Pu|Plutonium 239}}
| 2,91
|-
! scope=row | {{Nucléide|241||Pu|Plutonium 241}}
| 3,00
|}

Comme montré dans ce tableau, les isotopes de U et Pu fissibles par des neutrons thermiques ont tous des masses atomiques impaires : les noyaux fissibles thermiquement sont dits ''pair-impair'', car les noyaux formés par l'absorption d'un neutron sont des noyaux ''pair-pair'', bien plus instables vis-à-vis de la fission thermique.

==== Répartition des masses des produits de fission ====
[[Fichier:Uranium-235 fission product-fr.svg|vignette|Distribution des [[Produit de fission|produits de fission]] de l'[[uranium 235]].]]

La distribution en masse des [[Produit de fission|produits de fission]] suit une courbe « en bosses de chameau »<ref>{{Ouvrage |langue=fr |prénom1=Jacques |nom1=Ligou |titre=Introduction au génie nucléaire |éditeur=PPUR |lien éditeur=Presses polytechniques et universitaires romandes |lieu=Suisse |année=1997 |pages totales=445 |passage=54 |isbn=2-88074-312-5 |lire en ligne=https://books.google.com/books?id=dGFxU2IDOIAC&printsec=frontcover&q=chameau}}.</ref>. On parle aussi de courbe bimodale : elle possède deux maximums. Plus de cent [[nucléide]]s différents peuvent être libérés lors de la fission de l'{{nobr|uranium 235}}. Toutefois, tous ces nucléides possèdent un [[numéro atomique]] entre ''Z''=33 et ''Z''=59. La fission crée des noyaux de [[nombre de masse]] (nombre de nucléons) autour de {{nobr|1=''A'' = 95}} ([[brome]], [[krypton]], [[zirconium]]) pour l'un des fragments et autour de {{nobr|1=''A'' = 139}} ([[iode]], [[xénon]], [[baryum]]) pour l'autre.

La fission en deux fragments de masses égales ou très voisines ({{nobr|1=''A'' = 116}}, 117 ou 118 pour l'uranium 235) est rare (0,01 % des fissions).

La fission en trois fragments (dite « [[fission ternaire]] ») est exceptionnelle (0,005 % des fissions).

{{Article détaillé|Produit de fission|Fission ternaire}}

==== Bilan énergétique ====
Chaque noyau d'uranium 235 qui subit la fission libère de l'énergie et donc de la chaleur.

L'origine de cette énergie trouve son explication dans le bilan des énergies entre le noyau initial et les deux noyaux produits : les protons d'un même noyau se repoussent vigoureusement par leurs charges électrostatiques, et ceci d'autant plus que leur nombre est élevé ([[structure nucléaire#Modèle de la goutte liquide|énergie coulombienne]]), l'énergie correspondante croissant plus vite que proportionnellement au nombre de protons. La fission se traduit donc par un dégagement d'énergie, qui est principalement transmise dans les produits de fission et les neutrons sous forme d'énergie cinétique, qui se transforme rapidement en chaleur.

La chaleur produite lors de la fission de noyaux fissiles d'[[uranium 235]] ou de [[plutonium 239]] peut alors être utilisée pour transformer de l'eau en vapeur, permettant ainsi d'actionner une turbine pouvant produire directement de l'énergie mécanique puis, par l'intermédiaire d'un alternateur, de l'[[électricité]]. C'est cette technique qui est à l'œuvre dans les [[réacteur nucléaire|réacteurs nucléaires]] destinés à produire de l'électricité.

==== Réaction en chaîne ====
Lors d'une réaction de fission nucléaire induite, l'absorption d'un neutron par un noyau fissile permet la libération de plusieurs neutrons, et chaque neutron émis peut à son tour casser un autre noyau fissile. La réaction se poursuit ainsi d'elle-même : c'est la [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaîne]]. Cette réaction en chaîne n'a lieu que si un neutron au moins émis lors d'une fission est apte à provoquer une nouvelle fission.

Le tableau suivant indique le nombre de neutrons libérés en moyenne par neutron (thermique) capturé en fonction du noyau considéré :
{| class="wikitable alternance centre" style="text-align:center"
|-
! scope=col | Noyau considéré
! scope=col | Nombre de neutrons libérés
|-
! scope=row | {{Nucléide|233||U|Uranium 233}}
| 2,28
|-
! scope=row | {{Nucléide|235||U|Uranium 235}}
| 2,07
|-
! scope=row | {{Nucléide|238||U|Uranium 238}}
| —<ref group="Note" name="n1" />
|-
! scope=row | Uranium naturel
| 1,32
|-
! scope=row | {{Nucléide|239||Pu|Plutonium 239}}
| 2,11
|-
! scope=row | {{Nucléide|241||Pu|Plutonium 241}}
| 2,22
|}

Cette table diffère de la précédente par le fait qu'elle se rapporte à tous les neutrons entrés dans le noyau fissile, et pas seulement à ceux qui donnent lieu à une fission.

L'uranium naturel n'est pas utilisé directement dans les réacteurs : l'uranium 238 qu'il contient en grande proportion consomme trop de neutrons qui ne donnent pas lieu à une fission. Pour l'utiliser, il faut l'enrichir en {{nobr|uranium 235}}.

Dans un milieu réactif, la vitesse à laquelle se déroule cette réaction en chaîne est mesurée par le [[facteur de multiplication des neutrons]].

=== Sections efficaces ===
Les principales sections efficaces intervenant dans la modélisation de la fission en réacteur sont données ci-dessous<ref>''Handbook of Chemistry and Physics''.</ref>{{,}}<ref>{{lien web |titre=Radioactivite : Les noyaux fissiles<!-- Vérifiez ce titre --> |url=https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/noyauxfissiles |site=laradioactivite.com |consulté le=10-05-2021}}.</ref>.

{| class="wikitable alternance centre" style="text-align:center"
! scope=col | Noyau considéré
! scope=col | {{Nucléide|233||U|Uranium 233}}
! scope=col | {{Nucléide|235||U|Uranium 235}}
! scope=col | {{Nucléide|238||U|Uranium 238}}
! scope=col | {{Nucléide|239||Pu|Plutonium 239}}
! scope=col | {{Nucléide|241||Pu|Plutonium 241}}
|-
|align="left" scope=row | [[Section efficace]] de capture <br>d'un neutron thermique ([[barn]]s)
| xx
| 679,9
| 2,72
| {{formatnum:1008.1}}
| {{formatnum:1371}}
|-
|align="left" scope=row | Section efficace de fission <br>par un neutron thermique (barns)
| xx
| 579,5
| négligeable<ref group="Note" name="n1" />
| 742,4
| {{formatnum:1011}}
|-
|align="left" scope=row | Section efficace de capture<br>d'un neutron rapide<br>(énergie > 1 MeV) (barns)
| xx
| xx
| xx
| xx
| xx
|-
|align="left" scope=row | Section efficace de fission <br>par un neutron rapide<br>(énergie > 1 MeV) (barns)
| xx
| ≈ 2
| xx
| xx
| xx
|-
|align="left" scope=row | Nombre de neutrons <br>émis par fission thermique
| 2,55
| 2,42
| xx
| 2,91
| 3,00
|-
|align="left" scope=row | Nombre de neutrons <br>émis par capture thermique
| 2,28
| 2,06
| xx
| 2,11
| 2,22
|}

=== Énergie de fission ===
Un neutron qui entre en collision avec un noyau fissile peut former avec celui-ci un noyau composé excité, ou être simplement absorbé ([[capture neutronique]]). Pour l'{{nobr|uranium 235}}, la proportion de neutrons capturés est d'environ 16 % pour des neutrons thermiques (ou neutrons lents), et 9,1 % pour des neutrons rapides.

Dans le cas de la fission induite, la durée de vie moyenne du noyau composé est de l'ordre de {{nb|e-14 s}}. Le noyau se fissionne, et les fragments se séparent à vitesse élevée : au bout de {{nb|e-17 s}}, ces fragments, distants de {{nb|e-10 m}}, émettent, comme déjà mentionné, des neutrons.

À la suite des désexcitations γ, des photons γ sont émis après {{nb|e=-14|s}}, alors que les fragments ont franchi {{nb|e=-7|m}}. Les fragments s'arrêtent au bout de {{nb|e=-12|s}} environ, après avoir franchi une distance de {{nb|50 µm}} (ces valeurs sont données pour un matériau de {{nobr|densité 1}}, tel que l'eau ordinaire).

L'[[énergie cinétique]] des fragments et des particules émises à la suite d'une fission finit par se transformer en [[énergie thermique]], par l'effet des collisions et des interactions avec les atomes de la matière traversée, sauf pour ce qui concerne les [[neutrino]]s, inévitablement émis dans les {{lnobr|Radioactivité β|désintégrations β}}, et qui s'échappent toujours du milieu (ils peuvent traverser la Terre sans interagir).

==== Décomposition de l'énergie de fission ====
===== Cas de l'uranium 235 =====
Le tableau<ref>{{Article|prénom1=M. F.|nom1=James|titre=Energy released in fission|périodique=Journal of Nuclear Energy|volume=23|numéro=9|pages=529|date=1969-11-01|issn=0022-3107|doi=10.1016/0022-3107(69)90042-2|lire en ligne=https://linkinghub.elsevier.com/retrieve/pii/0022310769900422|consulté le=2024-08-18}}.</ref> suivant indique comment se répartit l'énergie libérée à la suite de la fission d'un atome d'{{nobr|uranium 235}} induite par un neutron thermique (ces données sont des moyennes calculées sur un grand nombre de fissions).

{| class="wikitable centre"
|- bgcolor=#f8e0f0
! Énergie de fission de {{Nucléide|235|92|U|Uranium 235}} || align="center" | Énergie<br />(MeV) || align="center" | % Énergie<br />totale ||align="center" | Commentaire
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie cinétique des fragments de fission || align="right" | 166,2 || align="right" | 82,0|| align="left"| énergie instantanée localisée
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie cinétique des neutrons de fission || align="right" | 4,8 || align="right" | 2,4|| align="left"rowspan=2 | énergie instantanée délocalisée
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie des γ de fission || align="right" | 8,0 || align=right| 3,9
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie des neutrinos/antineutrinos || align="right" | 9,6 || align="right" | 4,7|| align="left" | énergie instantanée perdue
|- bgcolor=#ffd0d0
| align=right| '''Total''' || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 188,6 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 93,0 || align="left"| énergie instantanée
|- bgcolor=#f8f8c0
| Énergie de [[radioactivité β]] des produits de fission || align="right" | 7,0 || align="right" | 3,5|| align="left"rowspan=3| énergie différée
|- bgcolor=#f8f8c0
| Énergie de [[radioactivité γ]] des produits de fission || align="right" | 7,2 || align="right" | 3,5
|- bgcolor=#f8f8c0
| align=right| '''Total''' || align="right" bgcolor="#f8f880" | 14,2 || align="right" bgcolor="#f8f880" | 7,0
|- bgcolor=#ffd0d0
| Énergie totale libérée lors de la fission || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 202,8 || align="right" bgcolor="#f8a0a0"| 100,0|| align="left" rowspan=3| dont 9,6 MeV non récupérable
|}

L'énergie totale libérée lors de la fission ressort égale à {{unité|202.8|MeV}} dont {{unité|9.6|MeV}} n'est pas récupérable puisque communiquée aux neutrinos émis.

En pratique, compte tenu de l'énergie communiquée aux neutrinos, de la puissance résiduelle restante dans les éléments combustibles déchargés du cœur, et de l'énergie des gammas et neutrons dissipée dans les structures entourant le réacteur, l'énergie récupérable en réacteur de puissance correspond sensiblement à {{unité|193.0|MeV}} par noyau d'uranium 235 fissionné.

Dans le cas d'une explosion nucléaire, seules les énergies libérées à court terme sont à considérer pour évaluer la puissance.

===== Cas des autres noyaux fissiles =====
{| class="wikitable centre"
|- bgcolor=#f8e0f0
! Énergie de fission (MeV) || {{Nucléide|235|92|U|Uranium 235}} || {{Nucléide|238|92|U|Uranium 238}} || {{Nucléide|239|94|Pu|Plutonium 239}} || {{Nucléide|241|94|Pu|Plutonium 241}} || align=center |% énergie <br /> totale || align=center | Commentaire
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie cinétique des fragments de fission || align="right" | 166,2 ||align="right" | 166,9 || align="right" | 172,8 || align="right" | 172,2 || align="right" | 81,7|| align=left| énergie instantanée localisée
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie cinétique des neutrons de fission || align="right" | 4,8 || align="right" | 5,5 || align="right" | 5,9 || align="right" | 5,9 || align="right" | 2,6|| align="left"rowspan=2 | énergie instantanée délocalisée
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie des γ de fission || align="right" | 8,0 ||align="right" | 7,5 ||align="right" | 7,7 ||align="right" | 7,6 ||align="right" | 3,7 |
|- bgcolor=#f8e0f0
| Énergie des neutrinos/antineutrinos || align="right" | 9,6 || align="right" | 11,9 || align="right" | 8,6 || align="right" | 10,2 || align="right" | 4,9|| align=left | énergie instantanée perdue
|- bgcolor=#ffd0d0
| align=right| '''Total''' || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 188,6 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 191,8 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 195,0 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 195,9 ||align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 93,0 || align=left| énergie instantanée
|- bgcolor=#f8f8c0
| Énergie de radioactivité β des produits de fission || align="right" | 7,0|| align="right" | 8,9 || align="right" | 6,1 || align="right" | 7,4 || align="right" | 3,5|| align=left rowspan=3| énergie différée
|- bgcolor=#f8f8c0
| Énergie de radioactivité γ des produits de fission || align="right" | 7,2 || align="right" | 8,4|| align="right" | 6,1 || align="right" | 7,4 || align="right" | 3,5
|-
|bgcolor="#f8f8c0" align=right| '''Total''' || align="right" bgcolor="#f8f880" | 14,2 || align="right" bgcolor="#f8f880" | 17,3 || align="right" bgcolor="#f8f880" | 12,2 || align="right" bgcolor="#f8f880" | 14,8 || align="right" bgcolor="#f8f880" | 7,1
|- bgcolor=#ffd0d0
| Énergie totale libérée lors de la fission || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 202,8 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 205,9 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 207,2 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 210,6 || align="right" bgcolor="#f8a0a0" | 100,0|| align=center rowspan=3|
|- bgcolor=#ffd0d0
| Énergie récupérable en réacteur de puissance || align="right" | 193,0 || align="right" | 197,0 || align="right" | 198,4 || align="right" | 200,3 || align="right" | 95,1
|}

===== Énergies et vitesses des neutrons et fragments de fission =====
Les vitesses mises en jeu ne sont pas relativistes ; les lois de la mécanique classique sont largement applicables aux particules massives émises lors du phénomène de fission.

====== Énergies et vitesses des neutrons de fission ======
Énergie et vitesse moyennes

Avec {{unité|2,47 neutrons}} émis en moyenne lors d'une fission de l'uranium 235 pour une énergie de {{unité|4,8 MeV}} donnée dans le tableau de décomposition de l'énergie de fission, l'énergie cinétique moyenne du neutron de fission ressort égale à {{nb|1,943 MeV}} = {{nb|3,11354 e-13 J}}.

Cette énergie est cinétique, selon la relation classique : <math display="inline">E_\text{c} = \frac12 m v^2</math>. La masse du neutron telle que donnée par le [[Comité de données pour la science et la technologie]] (CODATA) est égale à : {{nb|1,674927351 e-27 kg}}.

On en déduit : vitesse moyenne des neutrons de fission = {{unité|19280 km/s}}.

Distribution en énergie
[[Fichier:SpectreEnergieNeutronsDeFission.JPG|vignette|Probabilité en énergie (''i. e.'' vitesse) des neutrons issus des fissions de l'{{nobr|uranium 235}}. L'essentiel des neutrons émis ont une énergie comprise entre {{nb|0,25 et 4 MeV}} ; il n'y a guère de neutrons ayant une énergie supérieure à {{nb|6 MeV}}.]]
La distribution en énergie des neutrons de fission est correctement représentée par la formule semi-empirique :

<math display="block">N(E) = {1\over 6{,}6832}\times \mathrm{e}^{ {-E \over 0{,}965} } \times \sinh \left((2{,}29 \times E)^{0{,}5} \right) </math>

avec :
* ''E'' en MeV ;
* ''N''(''E'') comme probabilité d'avoir un neutron de fission d'énergie ''E'' ;
* le terme <math display="inline">{1\over 6{,}6832}</math> qui permet de normaliser à 1 entre {{Unité|0|et=10|MeV}} les probabilités relatives.

Pour {{Nombre|10 MeV}}, ''N''(''E'') ressort égal à 0,33 %.

====== Énergies et vitesses des fragments de fission ======
Lors de la fission, deux fragments de tailles inégales sont formés.

Fragment léger
* Nombre moyen de nucléons = 95
* Énergie cinétique moyenne = {{Nombre|98,6 MeV}}
* Vitesse moyenne = {{Nombre|14 090 km/s}}

Fragment lourd
* Nombre moyen de nucléons = 138,5
* Énergie cinétique moyenne = {{Nombre|67,6 MeV}}
* Vitesse moyenne = {{Nombre|9 670 km/s}}

L'énergie cinétique du fragment léger est plus élevée que celle du fragment lourd.

{{Boîte déroulante/début|align=left|titre=Vitesses et énergies des fragments de fission}}

;Liminaire

Un calcul préliminaire grossier conduit aux résultats suivants :
* 2 MeV = {{nb|3,204|e=-13|J}} d'énergie cinétique par neutron, soit, compte tenu d'une masse estimée du neutron de <math display="inline"> m_n = { 0{,}001 \over \mathcal{N}_A } = { 0{,}001 \over 6{,}022\times 10^{23} } = 1{,}6605\times 10^{-27}\text{ kg}</math>, une vitesse estimée de <math display="inline"> v = \sqrt{{ 2 \times 3{,}204\times 10^{-13} \over 1{,}6605\times 10^{-27} }} = 19\,645\,390 \text{ m/s} = 19\,645 \text{ km/s}</math>

* 166,2 / 2 = 83,1 MeV = {{nb|1,331|e=-11|J}} d'énergie cinétique par fragment de fission d'une masse moyenne de <math display="inline"> {( 235 + 1 - 2{,}47 ) \over 2} \times { 1 \over \mathcal{N}_A } = 1{,}939 \times 10^{-25} \text{ kg}</math> soit une vitesse de l'ordre de <math display="inline"> V = \sqrt{{ 2 \times 1{,}331 \times 10^{-11} \over 1{,}939 \times 10^{-25} }} = 11\,718\,980 \text{ m/s} = 11\,720 \text{ km/s}</math>.

En conclusion, les vitesses trouvées ne sont pas relativistes ; on peut dans une large mesure appliquer les lois de la mécanique classique aux neutrons et fragments de fission.

; Nombre de nucléons, compositions et masses des fragments

La majorité des fissions sont binaires générant un petit et un gros fragment :
* nombre moyen de nucléons du petit fragment : 95<ref group="Note">Valeur basée sur la forme de la courbe « en dos de chameau » dans laquelle les rendements de fission dans la première bosse entre {{nobr|90 et 100 nucléons}} sont à la fois prépondérants par rapport aux autres zones et très voisins entre eux.</ref>. La proportion de protons existant à l'origine dans le noyau fissionné est présumée conservée ;
* nombre moyen de protons dans le petit fragment : <math display="inline">{ 92 \over (236-2{,}47)} \times 95</math> ;
* masse moyenne du petit fragment : <math display="inline">m = { 92 \over (236 - 2{,}47)} \times 95 \times m_\text{proton} + \left( 1 - { 92 \over (236-2{,}47)} \right) \times 95 \times m_\text{neutron} = 1{,}5903 \times 10^{-25}\text{ kg}</math> avec <math display="inline">m_\text{proton} = 1{,}6726 \times 10^{-27} \text{ kg}</math> et <math display="inline">m_\text{neutron} = 1{,}674\,93 \times 10^{-27} \text{ kg}</math> ;
* nombre moyen de nucléons du gros fragment = 235 + 1 - 2,47 - 95 = 138,53<ref group="Note">235 nucléons dans l'uranium 235 + 1 neutron inducteur – 2,47 neutrons émis par la fission – 95 nucléons dans le petit fragment = 138,53 nucléons dans le fragment lourd.</ref> ;
* masse moyenne du gros fragment : <math display="inline">M = { 92 \over (236 - 2{,}47)} \times 138{,}53 \times m_\text{proton} + \left( 1 - { 92 \over (236-2{,}47)} \right) \times 138{,}53 \times m_\text{neutron} = 2{,}319 \times 10^{-25} \text{ kg}</math>.

; Quantités de mouvement et vitesses

Lors de la fission, la quantité de mouvement totale initialement nulle est conservée. Le neutron incident thermalisé capturé avant la fission a une vitesse faible ; en outre, on peut admettre que les {{nombre|2,47 neutrons}} émis en moyenne par fission le sont dans toutes les directions de l'espace de façon quasiment égale. Dès lors, la quantité de mouvement totale des deux fragments doit être égale à zéro.<br>

On a donc <math display="inline">m \times v = M \times V</math>, d'où <math display="inline">v = { M\over m} \times V</math>.

Suivant le tableau de décomposition de l'énergie donné ci-dessus, l'énergie cinétique totale communiquée aux deux fragments de fission est égale à :
*<math>E_\text{tot} = e + E = 166{,}2\text{ MeV} = 166{,}2 \times 10^{6} \times 1{,}602\,18 \times 10^{-19} = 2{,}663\times 10^{-11}\text{ J}</math> ;
*<math>{1\over 2} \times m \times v^2 + {1\over 2} \times M \times V^2 = E_\text{tot} \qquad { M^2 \over m} \times V^2 + M \times V^2 = 2 \times E_\text{tot}\qquad V^2 = { 2 \times E_\text{tot} \over M \times \left({ M\over m} + 1 \right)}\qquad V = \sqrt {{ 2 \times E_\text{tot} \over M \times \left({ M\over m} + 1 \right)} }</math> ;
*<math> V = \sqrt {{ 2 \times 2{,}663 \times 10^{-11} \over 2{,}319 \times 10^{-25} \times \left({ 138{,}53\over 95} + 1 \right)} } = 9\,665\,000\text{ m/s}</math> ;
*<math> v = \sqrt { { 2 \times E_\text{tot} \over m \times \left({ m\over M} + 1 \right)}} = \sqrt { { 2 \times 2{,}663 \times 10^{-11} \over 1{,}5903 \times 10^{-25} \times \left({95 \over 138{,}53} + 1 \right)}} = 14\,094\,000 \text{ m/s}</math>.

; Énergies

*<math>e = {1\over 2} \times m \times v^2 = {1\over 2} \times m \times { 2 \times E_\text{tot} \over m \times \left({ m\over M} + 1 \right)} = { E_\text{tot} \over \left({ m\over M} + 1 \right)} </math>
*<math>{ E_\text{tot} \over \left({ 95 \over 138{,}53 } + 1 \right)} = { E_\text{tot} \over 1{,}686 } = 98{,}6 \text{ MeV}</math>
*<math>E = E_\text{tot} - e = 166{,}2 - 98{,}6 = 67{,}6 \text{MeV}</math>

Autre formulation :
*<math>E = { E_\text{tot} \over \left({ 138{,}53 \over 95 } + 1 \right)} = { E_\text{tot} \over 2{,}458 } = 67{,}6 \text{ MeV}</math>

La vitesse mais aussi l'énergie cinétique du fragment léger (''v'' = 14 094 km/s resp. ''e'' = 98,6 MeV) sont plus élevées que celles du fragment lourd (''V'' = 9 665 km/s resp. ''E'' = {{nb|67,6 MeV}}).
{{Boîte déroulante/fin}}

==== Ordres de grandeur ====
Une mole d'uranium 235 pèse {{nb|235,0439299 grammes}} et contient ''N''<sub>A</sub> ([[nombre d'Avogadro]]) atomes. La fission de chaque atome produit environ {{nb|193 MeV}} d'énergie récupérable. Donc en supposant que l'on fissionne tous les noyaux d'uranium dans un gramme d'{{nobr|uranium 235}} {{incise|ce qui est technologiquement impossible dans l'état actuel des connaissances}}, l'énergie produite serait alors égale à :
* 1 fission produit 193 MeV = {{nb|193 e6}} × {{nb|1,60218 e-19}} = {{nb|3,0922 e-11 J}} ;
* 1 gramme d'uranium 235 fissionné ⇔ 1/235,0439299 × ''N''<sub>A</sub> fissions = 1/235,0439299 × {{nb|6,02214129|e=23|fissions}} = {{nb|2,56213|e=21|fissions}} ;
* 1 gramme d'uranium 235 fissionné ⇔ {{nb|2,56213|e=21}} × {{nb|3,0922|e=-11|J}} = {{nb|7,92263|e=10|J}} ;
* 1 mégawatt-jour = 24 [[Megawatt-heure|MWh]] = {{dunité|24|3600}} × {{nb|e=6|J}} = {{nb|8,64|e=10|J}} ;
* 1 mégawatt-jour ⇔ {{nb|1,09055 g}} d'uranium 235 fissionné, c'est-à-dire tous les atomes d'uranium 235 présents dans (1,090 55 / 0,007 202) = {{nb|151,42 grammes}} d'uranium naturel. Or :
** 1 mégawatt-jour = {{dunité|1000000|24}} = {{nb|1000 kW}} × 24 = {{nb|24000 kWh}},
** 24 000 / 151,42 = {{nb|158,497 kWh}}.
Donc la fission de tous les atomes d'uranium 235 présents dans {{unité|1 g}} d'uranium naturel peut produire {{unité|158,5 kWh}}.

Ces résultats restent exacts au {{1er|ordre}} avec les autres gros atomes fissiles présents ou formés dans les réacteurs de puissance tels que le {{nobr|plutonium 239}} mis en œuvre notamment par exemple dans le [[combustible MOX]]. Ils permettent d'évaluer avec une bonne précision la consommation de matière fissile (ou fertile) dans tous les réacteurs de puissance (''i.e.'' la masse des gros atomes fissionnés ; ''i.e.'' les actinides fissionnés) et donc d'apprécier la quantité de produits de fission formés.

La fission de la totalité des atomes d'uranium 235 fissiles contenus dans une tonne d'uranium naturel, qui contient en masse 0,7202 % d'<sup>235</sup>U, donne {{nb|5,7059 e14 joules}} (= {{nb|570600 GJ}} (gigajoules)) soit plus de {{nobr|10 000 fois}} plus d'énergie que la combustion d'une [[tonne d'équivalent pétrole]] qui dissipe {{nb|41,86 GJ}}<ref name="fission23">{{Lien web |auteur institutionnel=[[Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie de Grenoble]] |titre=Des nouvelles de la fission |url=http://lpsc.in2p3.fr/communication/articlespresse/03_Fission.pdf |format=pdf |date= |consulté le=12 avril 2011 |page=23 |brisé le=oui}}.</ref>. Toutefois, étant donné que les procédés actuels ne permettent pas la fission intégrale de l'{{nobr|uranium 235}} contenu dans l'uranium naturel, on peut retenir l'ordre de grandeur de {{nobr|10 000 fois}} plus d'énergie récupérable par tonne d'uranium naturel que par tonne d'équivalent pétrole. Cette estimation ne tient pas compte de la mise en œuvre des réacteurs rapides qui permettent de fissionner l'intégralité de l'uranium naturel extrait du sous-sol. Dans cette hypothèse, la quantité d'énergie théoriquement récupérable d'une tonne d'uranium naturel se trouverait sensiblement multipliée par 1/0,7202 % soit 138,9 et de façon plus réaliste compte tenu des pertes qu'il y aurait nécessairement par un {{nobr|facteur 100}}.

=== Notion de masse critique ===
Il ne suffit pas que le facteur de multiplication des neutrons soit plus grand que 1 pour que la réaction en chaîne s'entretienne : d'une part, les neutrons sont instables et peuvent se désintégrer, mais ceci joue peu, car leur temps de vie moyen est de près d'un quart d'heure, mais surtout, ils peuvent sortir du milieu où l'on essaie de faire une réaction en chaîne. Il faut qu'ils aient une collision ''avant'' de sortir, sinon ils ne participent plus à la réaction en chaîne. L'épaisseur moyenne du milieu fissile doit donc être assez grande pour assurer une probabilité suffisante pour les neutrons de rencontrer un noyau fissile. Ceci amène à la notion de ''[[masse critique (réaction nucléaire)|masse critique]]'' de l'élément fissile, qui est une masse en dessous de laquelle on ne peut plus garder suffisamment de neutrons, quelle que soit la forme de la charge fissile, pour maintenir la réaction. Ceci explique pourquoi l'on ne peut pas avoir de [[Petit réacteur modulaire|mini-réacteurs nucléaires]].

== Notes et références ==
=== Notes ===
{{Références|group="Note"}}

=== Références ===
{{Références}}

== Voir aussi ==
=== Articles connexes ===
* [[Fission spontanée]]
* [[Arme nucléaire]]
* [[Centrale nucléaire]]
* [[Liaison nucléaire|Énergie de liaison atomique]]
* [[Énergie nucléaire]]
* [[Réaction en chaîne (nucléaire)|Facteur de multiplication]]
* [[Fusion nucléaire]]
* [[Produit de fission]]
* [[Réacteur nucléaire]]
* [[Bataille de l'eau lourde]]
* [[Courbe d'Aston]]
* [[Réacteur nucléaire naturel d'Oklo]]

=== Bibliographie ===
* Bernard Bonin, [[Étienne Klein]] et Jean-Marc Cavedon, ''Moi, U235, atome radioactif'', Flammarion, 2001
* Bernhard Bröcker, ''Atlas de la physique atomique et nucléaire'', La pochotèque, Le Livre de poche, 1997
* Collectif, ''La Physique et les Éléments'', Université de tous les savoirs, Odile Jacob, 2002

=== Liens externes ===
* {{Autorité}}
* {{Dictionnaires}}
* {{Bases}}

{{Palette|Processus nucléaires}}
{{Portail|physique|énergie|nucléaire}}

[[Catégorie:Fission nucléaire|*]]
[[Catégorie:Radioactivité]]