Dispositif pour transformer de l'énergie nucléaire en une autre forme d'énergie. On sait que .le neutron est une particule dont la masse est très voisine de celle du proton et que le nombre des neutrons que renferme le noyau d'un atome quelconque est donné par la différence entre le poids atomique et le nombre atomique .de l'atome considéré. On voit immédiatement que tous les atomes, à l'exception de l'hydrogène lé ger, contiennent un ou plusieurs neutrons.
Les neutrons sont expulsés des noyaux atomiques :lors du bombardement de ceux-ci par des particules de diverse nature. Ainsi, par exemple, un mélange de radon, c'est-à- dire de l'émanation du radium, avec de la poudre de béryllium, émet des neutrons dits rapides. Les neutrons sont absorbés par les atomes constituant la matière qu'ils traver sent. Cette absorption dégage de l'énergie et elle est plus ou moins forte suivant la na ture de la matière absorbante et suivant la vitesse des neutrons.
Les neutrons rapides (c'est-à-dire ceux ayant une vitesse égale ou supérieure à 10@.000@ mètres par seconde) sont peu absorbés; les neutrons très lents (c'est à-diTe ayant une vitesse de l'ordre de 2500 mètres par seconde au plus) sont en général très fortement absorbés.
La vitesse -des neu trons très lents étant de l'ordre de celle que prennent les atomes d'hydrogène sous l'effet de l'agitation thermique, ces neutrons très lents sont aussi appelés neutrons thermiques: Certains éléments absorbent fortement les neutrons -dont les vitesses sont comprises entre des limites étroites, limites dépendant d'ailleurs de l'élément absorbant. Les neu trons ainsi .absorbés sont dits absorbés par résonance.
La présente invention est basée sur la découverte suivante: Les neutrons rapides et thermiques peu vent, lors -de leur absorption dans l'uranium, provoquer la rupture du noyau d'uranium en gros morceaux, avec accompagnement d'un dégagement d'énergie de 0,00032 erg. Cette rupture s'accompagne de l'-émission d'une moyenne de trois neutrons environ (une fois deux neutrons, une fois quatre, une fois un, etc.).
C'est plus particulièrement sur le dernier phénomène cité, à savoir l'émission de l,rois neutrons en moyenne à chaque rupture de noyau d'uranium due à l''absorption d'un neutron thermique ou rapide, qu'est. basée l'invention. Il est à noter que les neutrons thermiques sont beaucoup plus efficaces que les neutrons rapides pour provoquer ces rup tures. Les neutrons dits de "résonance" ne provoquent pas de rupture.
Les nouveaux neutrons produits lors de chaque rupture sont des neutrons rapides. Ils sont donc peu efficaces pour provoquer à leur tour de nouvelles ruptures et ils ont de grandes chances de quitter la masse d'ura nium (de dimensions nécessairement limi tées) sans être absorbés.
Les auteurs de la présente invention ont trouvé qu'en introduisant dans la masse d'uranium une substance contenant des atomes tri légers (hydrogène, par exemple) ou des atomes légers (de l'eau, de la paraf fine ou mieux encore, de l'eau lourde, c'est- à-dire de l'eau contenant du deutérium, du carbone) absorbant très peu les neutrons, on pouvait arriver à réduire la vitesse des neu trons rapides (produits à chaque rupture) et, par suite, à augmenter considérablement la chance d'obtenir de nouvelles ruptures à.
l'aide de ces neutrons ainsi ralentis. Ce ra lentissement des neutrons rapides est dû aux chocs entre ces derniers et les noyaux d'élé ments légers ou très légers introduits dans la masse d'uranium.
La présente invention a pour objet un dispositif pour transformer de l'énergie nu cléaire en une autre forme d'énergie, qui est caractérisé en ce qu'il comprend une Sub stance de base susceptible de donner lieu, sous l'action de neutrons, à une émission de neutrons en chaînes, comportant. en son sein un élément de ralentissement des neutrons destiné à. rendre une partie au moins de ces derniers lents, en équilibre thermique ap proximatif avec le milieu de manière à pro duire une stabilisation sensible dans le dé- veloppement des chaînes et à permettre de libérer l'énergie fournie par les transmuta tions de 'la substance de base en vue de son utilisation.
Le dessin annexé représente, à titre d'exemple, une forme d'exécution du dispo sitif selon l'invention.
Fig. 1 en est une vue d'ensemble en élé vation.
Fig. 2 est une vue en plan correspondant à la fig. 1.
Fi-. 3 est une vue en bout correspondant à la fig. 1.
Fit-:,-. 4 est une vue en coupe selon IV -IV de fig. 2.
Fig. 5 est une vue en coupe à plus grande échelle suivant V-V de fig. 2.
Fig. 6 est une vue en coupe à plus grande échelle suivant VI-VI de fig. 1.
Fig. 7 à I1 se rapportent à des détails. Fil-. 12 et 13 sont des schémas explica- tifs.
Avant de décrire la forme d'exécution du dispositif représenté sur le dessin, on va donner certaines explications permettant de mieux comprendre les considérations théori ques sur lesquelles repose le fonctionnement de ce dispositif.
Considérons. par exemple, une masse d'uranium dans laquelle se trouve distribuée une substance légère, telle que de l'eau lourde par exemple, et au sein de laquelle on peut introduire, par exemple, des secteurs en tôle cadmiée, montés sur des roues et dont le rôle est d'absorber une fraction des neu trons thermiques et dont le coefficient d'ab sorption devient d'autant plus important par rapport à celui de l'uranium que la tempé rature est plus élevée. Supposons également qu'une source auxiliaire de neutrons soit.
pla cée, par exemple, au centre du dispositif.
Un neutron, émis par la source auxiliaire, provoque, par simple absorption, la rupture d'un noyau d'uranium. Cette rupture donne lieu à l'émission de trois neutrons rapides par exemple, chacun de ces derniers pouvant suivre l'un des processus suivants, avec des chances d'ailleurs différentes: 10 En diffusant à travers la masse d'uranium, chaque neutron peut quitter le dispositif sans être absorbé, et se perdre dans l'espace; 20 En traversant la substance légère où il se ralentit, chaque neutron peut, après un certain nombre de chocs, être absorbé par les atomes légers; 30 En traversant la masse d'uranium, chaque neutron peut être absorbé sans pro voquer de rupture;
40 -S'il quitte la substance légère avec une vitesse critique dite "de résonance", chaque neutron a une grande chance d'être absorbé sans provoquer de rupture; 50 En traversant la tôle cadmiée, chaque neutron peut être absorbé par cette dernière; 60 En traversant la masse d'uranium, chaque neutron peut être absorbé en provo quant une rupture très exoénergétique et l'émission .de trois nouveaux neutrons.
Deux -cas pourront dès lors se produire: <I>Cas A.</I> - On conçoit que, si l'importance de l'ensemble des cinq premiers processus ci dessus (qui conduisent tous à des pertes de neutrons sans -création de nouveaux neu trons), est plus grande que cellè du proces sus 60, les réactions donnant les ruptures ne peuvent se multiplier ou plus exactement se ramifier considérablement.
Le schéma de la fig. 12 indique com ment se ramifient les réactions de quatre neutrons ayant provoqué chacun une rupture (les cercles noirs représentent les ruptures, la production de nouveaux neutrons rapides étant représentée par les droites-divergente-s; et les cercles blancs représentent l'un quel conque des processus de<B>10</B> à 50 ci-dessus).
Comme on le voit, les quatre ruptures initiales ont été suivies de la production de huit ruptures seulement sur une émission to tale de 36 neutrons. Les chaînes se sont ar rêtées assez rapidement, chacun des neutrons d'extrémité des chaînes ayant subi l'un quel conque des processus de perte 10 à 50 ci- dessus. Nous dirons que l'on a à faire à des chaînes "convergentes". En moyenne, les réactions de rupture suc cessives se développent peu et s'arrêtent après un petit nombre de réactions.. L'éner- gie dégagée par seconde est insignifiante et inutilisable.
<I>Cas B.</I> - Si l'importance du processus 60, vis-à-vis de l'ensemble des processus<B>10</B> à 50 est suffisante, les ramifications des chaînes vont se multiplier et toujours aug menter.
Avec les mêmes notations que dans le cas A, on aura, par exemple, le schéma de la fig. 13 ci-jointe. Les quatre premières rup tures sont alors suivies d'un nombre consi dérable de nouvelles ruptures se développant au cours du temps et l'énergie dégagée aug mente considérablement. Nous dirons qu'on a affaire à des "chaînes divergentes".
Si, par exemple, pour un neutron provo quant une rupture, seulement 1;007 neutrons (en moyenne) sur les trois produits provo quent avec certitude des ruptures nouvelles, le nombre des ruptures va croître au cours du temps en progression géométrique de rai son 1,007, c'est-à-dire une progression di vergente tendant vers l'infini. Bien entendu, le système se disloquera par explosion.
En introduisant dans la masse d'uranium un élément léger ou très .léger (ralentisseur des neutrons rapides émis à chaque rupture) et éventuellement un élément absorbant des- dits neutrons ralentis, on peut donc réaliser une chaîne de rupture :divergente (Cas B) avec dégagement d'énergie considérable.
On pourra augmenter les chances de réa liser cette chaîne divergente, en cherchant à agir sur l'importance relative des divers processus 10 â 60.
Les conditions -à remplir pour cela et qui pourront servir de base pour la réalisation de formes d'exécution du dispositif .selon l'in vention sont, entre autres, les suivantes: a) Pour réduire les pertes par fuite de neutrons dans l'espace en dehors de la .masse d'uranium (processus<B>10</B> ci-dessus), on pourra augmenter les dimensions de la masse du dispositif; on pourra aussi placer à l'exté rieur de ce-dernier une épaisseur de matière telle que le fer, n'absorbant pas et réfléchis sant vers l'intérieur de la masse d'uranium les neutrons s'échappant.
Les neutrons ralentis se comportent comme un gaz qui prendrait naissance dans une sphère de sable fin pressé. La. pression du gaz ou le nombre de molécules de gaz par cm3 est plus grand dans. le sable qu'à l'ex térieur en raison des chocs multiples du gaz contre les grains de sable. Ou encore, la du rée du séjour de chaque molécule dans le sable est considérablement augmentée en augmentant les dimensions de la sphère.
S'il s'agit de neutron, la ehance qu'ils auront d'être absorbés par l'uranium sera considé rablement augmentée en augmentant un peu les dimensions de la masse d'uranium. Il y aura. intérêt aussi à utiliser des matières très riches en uranium telles que l'uranium métallique qui conduit à des dimensions très acceptables pour le dispositif.
b) Pour réduire les pertes par absorp tion des neutrons par la substance légère in troduite dans l'uranium (processus 20 ci- dessus), on choisira de préférence une sub stance légère qui absorbe très peu les neu trons. Plus cette substance sera légère, et mieux elle ralentira les neutrons. Si nous comparons: l'eau ordinaire, l'eau lourde, le carbone, nous voyons que l'efficacité du ra- lentissement pour la même quantité de ma tière traversée sera. dans l'ordre: eau ordi naire, eau lourde, carbone. Mais la puissance d'absorption sera dans l'ordre inverse.
Il sera donc préférable de choisir l'eau lourde comme ralentisseur, car le carbone (faible ralentisseur) devrait occuper dans le dispo sitif un très gros volume, ce qui conduirait à des dimensions très grandes de ce dernier.
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e) <SEP> En <SEP> utilisant <SEP> l'uranium <SEP> naturel, <SEP> on
<tb> peut. <SEP> réduire <SEP> les <SEP> pertes <SEP> par <SEP> absorption <SEP> des
<tb> neutrons <SEP> par <SEP> l'uranium <SEP> (processus <SEP> 3o <SEP> ci dessus), <SEP> car <SEP> l'absorption <SEP> des <SEP> neutrons <SEP> ther miques <SEP> dans <SEP> l'uranium, <SEP> sans <SEP> rupture, <SEP> est
<tb> proportionnelle <SEP> à <SEP> celle <SEP> que <SEP> provoque <SEP> la <SEP> rup ture.
d) Pour réduire les pertes par absorption des neutrons de résonance, on aura soin de diminuer la proportion des neutrons ralentis ayant la vitesse critique dite @;de résonance". Cette proportion dépend du choix de l'élé ment ralentisseur introduit et de sa distri bution. Ainsi l'eau ordinaire est préférable à l'eau lourde et surtout au carbone.
D'au tre part, la proportion de neutrons de réso nance diminue en distribuant d'une façon discontinue la substance légère ralentissante dans la masse ,d'uranium. Si l'on tient compte de ce quia déjà été dit au sujet du processus 20, il sera préférable de choisir l'eau lourde comme ralentisseur et de le dis tribuer en petit volume dans la masse d'ura nium.
e) On peut, à volonté, augmenter ou di minuer les pertes des neutrons par absorp tion dans la tôle cadmiée, en introduisant plus ou moins profondément cette ou ,ces tôles dans 'la masse d'uranium.
Quant au processus 60, c'est-à-dire l'absorption des neutrons par l'uranium avec rupture, on ne peut agir sur ce facteur si l'on utilise de l'uranium naturel.
Suivant que les conditions ci-dessus se ront plus ou moins réalisées, en tout ou en partie, on aura plus ou moins de chances de voir se produire le cas B (chaînes diver gentes).
Il n'en reste pas moins que la simple in troduction d'un élément léger ou très léger (eau lourde ou hydrogène. par exemple) dans la niasse d'uranium est nécessaire pour per mettre l'obtention de chaînes divergentes de ruptures avec dé aagement considérable d'énergie.
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Niais <SEP> cette <SEP> chaîne <SEP> de <SEP> ruptures <SEP> diver gentes <SEP> risque <SEP> de <SEP> donner <SEP> 'lieu <SEP> à <SEP> un <SEP> dégage ment <SEP> d'énergie <SEP> explosif <SEP> (ce <SEP> qui <SEP> empêcherait
<tb> l'utilisation <SEP> industrielle <SEP> du <SEP> dispositif <SEP> en <SEP> vue
<tb> de <SEP> l'alimentation <SEP> d'une <SEP> centrale <SEP> thermique,
<tb> par <SEP> exemple).
<tb> C'est <SEP> alors <SEP> que <SEP> peut <SEP> entrer <SEP> en <SEP> jeu, <SEP> éven tuellement, <SEP> l'introduction <SEP> du <SEP> cadmium <SEP> (ou
<tb> autre <SEP> élément <SEP> absorbant <SEP> des <SEP> neutrons <SEP> ther- iniques analogue) dans la masse d'uranium.
Cet élément absorbant permettra en effet de freiner - si besoin est - le développement des réactions de ruptures.. Grâce à cette in troduction de cadmium, par exemple (en l'espèce secteurs :de tôle cadmiée) dans la masse d'uranium, on va pouvoir régler les conditions de fonctionnement du dispositif de telle façon que l'importance du processus de rupture 60 excède d'une quantité très pe tite celle de l'ensemble du processus<B>10</B> à 50.
En effet, dans les processus <B>10</B> à 50, se trouve le processus de perte 50 :que l'on peut rendre aussi important qu'on le désire.
La réaction sera encore explosive, puis que l'on réalise le cas B. Les chaînes de réaction de rupture se ramifient, l'énergie dégagée augmente et<B>la,</B> température du dis positif, c'est-à-dire celle de l'uranium et de la substance légère ralentissante, augmente.
Mais l'efficacité du ralentissement, pour une substance donnée, diminue lorsque sa tempé rature augmente (comme la racine carrée de la température aibsolue). Au fur et à mesure de l'augmentation de température du dispo sitif, les neutrons seront donc moins ralentis et deviendront par suite moins efficaces pour provoquer les ruptures.
En fait, l'importance des processus 60 et 3o .diminue, tandis que celle des processus<B>10,</B> 20, 40, 50 reste sensiblement constante. Il en résulte -que se réaliseront automatiquement, à un moment donné, les ,conditions du Cas A, à condition qu'on en fût très près initiale ment grâce à l'introduction des secteurs en tôle cadmiée. Alors, la, machine s'arrêtera, les chaînes devenant convergentes. Mais si l'on évacue alors les calories développées dans le dispositif, la température s'abaissera et le cas B sera réalisé à nouveau;
les chaînes redevenant divergentes et la température s'élevant à nouveau, on aura ainsi un fonc tionnement du dispositif entre deux tempé ratures. La température maximum sera d'au tant plus élevée qu'initialement .le cas B aura .été plus réalisé, c'est-à-dire que les sec teurs en tôle cadmiée auront -été sortis hors de la masse d'uranium. Cette température est réglable par la position des secteurs en tôle cadmiée.
On remarquera que, tant les éléments ap pelés ici ralentisseurs, que les éléments dé signés sous le nom d'absorbants ont une sec tion efficace d'absorption pour les neutrons. Toutefois, la, désignation "éléments absor- bants" se justifie par .les considérations sui vantes Dans le cas des éléments ralentisseurs, le pouvoir absorbant est faible. Ces éléments ralentisseurs sont, ainsi qu'il a déjà été dit et ainsi qu'il ressortira de ce qui suit, des éléments légers ou très :légers.
Au contraire, pour les éléments désignés sous .le nom d'ab sorbants et sont .des éléments lourds; le pou voir absorbant est très élevé et, chose impor tante, augmente avec la, température. La classification de ces éléments ressort des ré sultats indiqués dans. les "Tables annuelles de constantes et données numériques pour la physique nucléaire", chapitre Neutrons Coefficients -de .diffusion (Hermann . & Cie, no 26, 1938, pages 44/89 et 44/95).
On va décrire maintenant la, forme d'exé- cution du dispositif selon l'invention repré sentée sur les fig. 1 à<B>Il.</B>
Ce dispositif comprend une enveloppe externe en briques réfractaires 1, faisant iso lant thermique, et disposée autour d'une en veloppe interne 2',. constituée par des bri ques en matière telle que le fer par exemple, n'absorbant pais et réfléchissant les neutrons. L'épaisseur ,de cette enveloppe 2, pourra être de plusieurs dizaines de centimètres.
A l'intérieur de l'enveloppe 2-, on dispose un caisson en fer<B>3</B> renfermant 3,6 éléments parallélip.ipédiques 4. Chacun de ces derniers renferme six éléments cubiques 5 en fer- nickel de 15 cm .de côté environ. Entre les cubes 5 et les élémente 4 sont placées des plaques 5a d'uranium métallique (fabriqué comme on .le sait à partir d'hydrure d'ura nium) ou autre matière riche en: uranium.
Le .cube renfermant les 36 éléments 4 a en viron 1,10. m de côté.
Dans les 21,6 petits cubes 5 eireule un liquide ralentisseur des neutrons rapides (de préférence de l'eau lourde pure à 99,6 % de deutérium - telle que fabriquée, par exem ple, en Norvège, par la Norkskhydroelek- trik -). A cet effet, les cubes 5 de cha que élément 4 sont reliés entre eux par de petits conduits placés alternativement vers le haut et vers le bas (fig. 5 et 10).
Le liquide ralentisseur renfermé dans le dispositif est mis en circulation continue par deux pompes rotatives à haute pression 29-30 qui le refoulent par des tuyaux 15-16 dans deux coffres 10 renfermant chacun dix-huit vannes 27 de réglage d'ad mission de ce liquide dans les tuyaux 2 d'amenée du .liquide ralentisseur aux cubes 5 des trois rangées inférieures et supérieures respectivement d'éléments parallélipipédi- ques 4. Le liquide ralentisseur parcourt les 108 cubes de chacune de ces trois rangées inférieures et supérieures d'éléments 4, sort par les tuyaux 19 pour se rendre aux collec teurs 17, 18 et, de là, par les tuyaux 15, 16, aux pompes rotatives 29, 30.
La circulation du liquide ralentisseur est ainsi ininterrompue.
12 est un réservoir permettant, par l'in termédiaire de vannes 13 et 14, l'évacuation et la réserve du liquide ralentisseur. Les vannes de réglage 27 sont commandées élec triquement à l'aide de toute commande ap propriée 11.
Le liquide ralentisseur qui circule ainsi dans les cubes 5 sert de véhicule pour les ca lories développées dans le dispositif. A cet effet, les tuyaux 19 sortant de l'enveloppe 1 sont enveloppés concentriquement par des tuyaux 20 (fig. 11) dans lesquels circule de l'eau ordinaire à laquelle le liquide ralentis seur transmet ses calories. Cette eau froide, à haute pression, pénètre dans les tuyaux 20 par des tuyaux 22 et en ressort chauffée et toujours à haute pression par les tuyaux 21, par exemple avec une température suffisante pour alimenter des turbines à haute pres sion.
L'ensemble des tuyaux 19 et 20 est en fermé dans une enveloppe isolante 23 fai sant suite à l'enveloppe 1 (fi-. 1 et 2). A l'intérieur de cette dernière, les tuyaux 19 et 2'6 d'amenée et de sortie du liquide ralen- tisseur sont entourés de gaines isolantes 24, 25 (fig. 5). Le volume de liquide ralentis seur (eau lourde) utilisé peut être, par exem ple, de 725 litres.
7 sont des roues en tôle portant des sec teurs 7a en tôle cadmiée (fig. 7 à 9,). Ces roues sont montées sur des axes 6 dont la.
rotation est commandée par toutes comman des électriques 28, (moteurs, par exemple) permettant de placer les roues 7 dans telles positions déterminées que l'on désire. Les roues 7 pénètrent par des entailles 8 (fig. 7 à 9) dans .les parois des éléments 4.
9 sont des tuyaux d'entrée et de sortie de gaz inerte (C02, par exemple) dans le dispositif, la pré sence de ce gaz étant destinée à éviter l'oxy dation de l'uranium. Enfin. au centre du dispositif est disposée la source de neutrons, constituée, par exemple, par un petit tube 31 contenant quelques milligrammes de radium mélangés à de la poudre de béryllium.
Le fonctionnement du dispositif est le suivant: L'état B ci-dessus décrit ayant été réa lisé, le dispositif est réglé à l'aide des roues 7, plus ou moins introduites dans les élé ments 4 pour que la température maximum atteinte par le dispositif soit 320 C par exemple. Et les conditions du cas A et du cas B se réalisent automatiquement et alter nativement., si la position des roues 7 a été bien réglée, comme on l'a décrit précédem ment.
La pression de vapeur de l'eau lourde étant de 90 atmosphères environ à 320 C, si celle-ci circule à raison de 200 litres à la seconde pour être refroidie, par exemple, à 20 C dans l'échangeur 23, la quantité de chaleur évacuée par seconde sera:
200 . 1000 . 1,15 # 300 = 6,9 # 10' petites calories grammes par seconde (1,15 étant la chaleur spécifique moyenne de l'eau lourde à ces températures).
La puissance correspondante de la chau dière ainsi constituée par le dispositif sera: 6,9 # 10' . 4,18 joules/seconde = 2,9 # 105 kilowatts, donc voisine de 300.000 kilowatts. La consommation d'uranium, pour une masse totale utilisée de<B>11,75</B> tonnes, sera d'environ 3 milligrammes par seconde, soit une tonne par dix années.
On voit de ce qui précède -que le -disposi tif décrit permet -de maîtriser le dégagement d'énergie en l'empêchant de devenir explosif et cela: 1o Tout d'abord en réduisant la vitesse des neutrons libérés, .de telle sorte qu'ils de viennent des neutrons lents, approximative ment en équilibre thermique avec le milieu. Ceci est obtenu grâce à la présence du deuté rium combiné sous forme d'eau lourde.
Comme précédemment indiqué, on pourrait aussi uti liser, comme autre élément très léger, de l'hydrogène, libre ou combiné, ou des élé ments .légers, tels que le :glucinium, le car bone, l'oxygène, par exemple, libre ou com biné. Un avantage spécial des ralentisseurs très légers est de diminuer la quantité des neutrons qui sont absorbés par résonance dans l'uranium et qui peuvent être ainsi per dus pour le processus en chaîne.
La réduc tion de vitesse -des neutrons ainsi obtenue donne déjà un moyen de stabilisation par le fait que la probabilité qu'a un neutron de quitter le dispositif avant d'être absorbé, augmente avec la température. Elle permet, d'autre part, de réaliser des conditions dans lesquelles l'élévation de température amène rapidement un changement des concentra- tions ou des répartitions des constituants du dispositif, arrêtant ainsi le dévéloppement des chaînes.
20 En introduisant les secteurs de tôle cadmiée dans la masse d'uranium, pour absor ber les neutrons ralentis, en proportion d'au tant plus forte, par rapport à l'absorption par l'uranium, que la température est plus élevée.
Par l'emploi de ces deux moyens, des chaînes peuvent se -développer jusqu'à ce qu'une .énergie suffisamment importante soit libérée, et être alors automatiquement inter rompues ou limitées, évitant ainsi le d6ve- loppement explosif de<B>k</B> réaction nucléaire. On peut arriver de cette façon à libérer de la masse d'uranium considérée, en. vue de son utilisation industrielle et au fur et à me sure des besoins, l'énergie qu'elle est sus- eeptible de fournir par transmutation.
Dans des variantes du dispositif décrit, on pourrait utiliser, au lieu d'uranium, du thorium ou un mélange de ces deux corps radioactifs, ou encore des composés ou des mélanges des composés de ces deux corps.
Le ou les éléments ralentisseurs peuvent être introduits sous forme liquide (eau lourde, par exemple), gazeuse ou solide (poudre, par exemple). Ils peuvent être mé langés plus ou moins intimement avec l'ura nium et ce mélange peut être obtenu par tous procédés connus.
On peut, par exemple, mé langer avec un composé d'uranium ou de thorium en poudre un composé hydrogéné sous forme solide, .liquide ou gazeuse; ce composé hydrogéné pouvant être, par exem ple: un carbure d'hydrogène, de l'eau, de la vapeur d'eau, un gaz hydrogéné, un hydrure ou hydroxyde métallique.
Si l'élément très léger ou léger intro duit dans la masse .d'uranium est un gaz (hydrogène, hélium ou autre) ou une vapeur (vapeur d'eau), on pourra éventuellement l'introduire sous pression, afin notamment de maintenir la concentration voulue en -élément léger ou très léger, malgré l'élévation de la température.
Au lieu d'introduire dans la masse d'uranium ou -de composé d'uranium un élément léger ou très léger, on peut .éga lement constituer -cette masse par un com posé hydrogéné d'uranium ou par un mé lange d'uranium ou de composé non hydro géné d'uranium et,de compos6hydrogéné:d'ura- nium. Quant à la porportion d'élément très léger ou léger à introduire, elle devra n'être pas assez grande pour empêcher la ramifi cation illimitée des chaînes. Il sera donné plus loin une formule approximative pou vant permettre d'estimer cette proportion.
Pour réaliser la diminution, lorsque la température s'élève, de la proportion des neutrons ralentis donnant des partitions d'atomes d'uranium, on a vu que l'on "intro- duit au sein de la masse d'uranium un élé ment absorbant dont le coefficient d'absorp tion (ou la section efficace) devienne d'au tant plus important par rapport à celui (ou celle) de l'uranium que la température est plus élevée. Dans l'exemple décrit, l'élément absorbant était le cadmium, employé sous forme de tôle cadmiée.
Dans des variantes du dispositif, au lieu de cadmium, on peut utiliser un composé, hydrogéné par exemple, du cadmium. L'in troduction de .et absorbant pourrait se faire par imprégnation de solutions, par mélange de poudres, par insertion de lames de cad mium métallique en différents points de la masse d'uranium, ou par tous autres moyens.
Des maxima. â ne pas dépasser pour les quantités d'élément ralentisseur (hydrogène ou autre) et d'élément absorbant (cadmium ou autre) introduits dans le dispositif peu vent être approximativement estimés par ce qui suit: Soit P le produit F"f . N", dans lequel: F,a est la section efficace des neutrons thermiques pour produire la rupture des noyaux d'uranium, N" est le nombre par cm' des noyaux d'uranium dans le milieu (concentration de l'uranium).
F"f est relative au mélange des isotopes de l'uranium, bien que l'on sache que c'est seulement l'isotope ?3-5 qui subit la fission sous l'action des neutrons thermiques. On aurait pu écrire aussi bien, à la place de F"f # N,;. F";;35 # N"_."5, produit. égal au précé dent).
Soit A la somme des produits ana logues pour tous les corps absorbant les neu trons thermiques suivant la loi
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, c'est-à- dire pour tous les corps présents dans le dis positif et dont la section efficace d'absorp tion pour les neutrons thermiques varie ap proximativement comme l'inverse -de leur vi tesse ta (uranium, hydrogène ou autres) <I>A</I> -<I>Fit</I> NIt + <I>Fi Ni</I> + Fusf Nu + F.f Nu dans laquelle:
FR est la section efficace d'absorption des neutrons thermiques pour les noyaux du ra lentisseur, NR est le nombre par cm' des noyaux du ralentisseur dans le milieu, <I>Fi N;</I> est le produit de la section efficace d'absorption des neutrons thermiques par tous les noyaux présents introduits autres que ceux d'uranium et de ralentisseur, par leur concentration respective dans le milieu, F"Sf N" est -le produit de la section effi cace d'absorption des neutrons thermiques par les noyaux d'uranium sans production de fissions,
par la concentration de l'ura nium dans le milieu.
Soit C ce produit (P) pour l'élément ab sorbant (cadmium ou autre).
Soit: <I>C =</I> F, <I>.</I> N, dans lequel: F, est la section efficace pour les neu trons thermiques dans la substance absor bant les neutrons suivant une loi différente de
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(F, varie peu avec u), N,# est la concentration de la substance absorbante en question (cadmium par exem ple) dans le milieu.
Soit maintenant n le nombre moyen de neutrons produits lors d'une fission de l'ura nium. Sur ces n neutrons, soit n' le nombre de ceux qui sont capables, à coup sûr, de produire dans le dispositif une autre fission de l'uranium.
EMI0008.0058
est la probabilité qu'un neutron, pro duit lors d'une fission et absorbé dans le dis positif, produise une autre fission.
On aura:
EMI0008.0060
En effet, si n neutrons produits par une fission sont absorbés dans le milieu urani fère, il y en aura W qui seront absorbés par l'uranium en produisant chacun une fission, et<B>W</B>' qui seront absorbée par le ralentisseur, les absorbants, etc. sans produire de fission (n <I>=</I> n' + n").
EMI0009.0005
u étant la vitesse du neutron.
<I>(À - P</I> -f- <I>C) .</I> u représente .la probabi- litë d'absorption par unité de temps, -d'un neutron de vitesse u ne produisant pas de fission.
EMI0009.0014
= P . u = probabilité, par unité de temps d'absorption, d'un neutron par l'ura nium en. produisant une fission.
EMI0009.0017
et
EMI0009.0018
si tous les n neutrons sont, comme on l'a sup posé plus haut, absorbés dans le dispositif, les uns en produisant et les autres en ne pro duisant pas de fissions.
Pour que .les fissions se produisent suc cessivement en progression géométrique, il faut que plus d'un neutron sur les n neu trons produits lors d'une fission soient ca pables de provoquer de nouvelles fissions, c'est-à-dire que n' > 1, d'où l'équation:
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On avait admis que les n neutrons sont absorbés dans le dispositif. Or, ce .dernier ayant des dimensions finies, un certain nom bre des n neutrons pourront en réalité le quitter sans être absorbés.
La condition ci dessus (1) n'est donc pas suffisante; elle est nécessaire et il faut d'abord satisfaire à cette condition (1> pour que la réalisation du dis positif soit possible.
On a alors
EMI0009.0031
Le rapport
EMI0009.0032
se rapprochera de 1 si l'on augmente progressivement les dimen sions de ,la masse uranifère (ou du disposi tif), ou si on l'entoure de substances, comme le fer, qui réfléchissent les neutrons sur le milieu uranifère.
En résumé, pour permettre .la réalisation du dispositif, il faut que:
EMI0009.0035
et il faut que le rapport
EMI0009.0037
se rappro che le plus possible de l'unité, grâce à l'un des deux moyens que l'on vient d'indiquer. La formule:
EMI0009.0040
pourra donc indiquer les limites à ne pas dépasser pour les concentrations des corps introduits dans .le mélange (ici supposé homogène).
On voit que l'élévation de la tempéra ture diminue n' et peut faire passer cette quantité d'une valeur supérieure à l'unité à une valeur inférieure.
Pratiquement, pour la réalisation du dis positif, on pourra partir -de concentrations supérieures à celles données par la formule ci-dessus (pour un ou plusieurs des corps), et diminuer progressivement ces concentra- Lions jusqu'à :l'obtention du fonctionnement désiré.
L'absorbant pouvant être - ainsi que l'élément .de ralentissement - réparti de manière hétérogène dans la, masse, on pourra; par exemple, constituer cette dernière par des zones d'uranium (ou composé d'ura nium) pur, par des zones @d'üranium (ou composé d'uranium) et d'élément de ralen tissement mélangés, par ::des zones enfin d'uranium (ou composé d'uranium) et d'ab sorbant mélangés.
La quantité d'élément absorbant intro duits dépendra de la température de stabili sation que l'on veut atteindre.
EMI0010.0001
En <SEP> ce <SEP> qui <SEP> concerne <SEP> le <SEP> fonctionnement <SEP> du
<tb> dispositif <SEP> représenté <SEP> sur <SEP> le <SEP> dessin <SEP> et <SEP> de <SEP> ses
<tb> variantes <SEP> éventuelles, <SEP> on <SEP> ajoutera, <SEP> encore
<tb> ceci:
<tb> L'amorçage <SEP> de <SEP> la <SEP> réaction <SEP> (ou <SEP> son <SEP> ré amorçage <SEP> éventuel <SEP> lorsque <SEP> sa <SEP> température
<tb> tombe <SEP> au-dessous <SEP> de <SEP> la <SEP> température <SEP> de <SEP> sta bilisation) <SEP> a <SEP> lieu <SEP> grâce <SEP> à <SEP> l'action <SEP> de <SEP> la <SEP> source
<tb> de <SEP> neutrons <SEP> 31 <SEP> dont <SEP> il <SEP> a <SEP> été <SEP> question <SEP> lois <SEP> de
<tb> la, <SEP> description <SEP> du <SEP> dispositif.
<SEP> Cet <SEP> amorçage <SEP> ou
<tb> ce <SEP> réamorçage <SEP> pourrait <SEP> avoir <SEP> lieu <SEP> dans <SEP> des
<tb> variantes <SEP> du <SEP> dispositif <SEP> décrit <SEP> grâce <SEP> à <SEP> la
<tb> seule <SEP> action <SEP> du <SEP> rayonnement <SEP> cosmique, <SEP> soit
<tb> grâce <SEP> aux <SEP> quelques <SEP> neutrons <SEP> pouvant <SEP> rester
<tb> dans <SEP> le <SEP> dispositif <SEP> (cas <SEP> d'un <SEP> réamorçage), <SEP> soit
<tb> par <SEP> l'introduction <SEP> dans <SEP> la <SEP> masse <SEP> d'uranium
<tb> d'un <SEP> élément, <SEP> tel <SEP> que <SEP> le <SEP> gluciniurn, <SEP> capable
<tb> d'émettre <SEP> des <SEP> neutrons <SEP> sous <SEP> l'effet <SEP> du <SEP> rayon nement <SEP> de <SEP> l'uranium,
<SEP> soit <SEP> encore <SEP> par <SEP> des
<tb> neutrons <SEP> émis <SEP> avec <SEP> retard <SEP> par <SEP> les <SEP> substances
<tb> formées <SEP> par <SEP> les <SEP> transmutations <SEP> antérieures.
<tb> L'énergie <SEP> dégagée <SEP> pendant <SEP> le <SEP> fonction nement <SEP> du <SEP> dispositif <SEP> pourra <SEP> être <SEP> extraite,
<tb> pour <SEP> des <SEP> fins <SEP> industrielles, <SEP> sous <SEP> forure <SEP> ther mique <SEP> par <SEP> conductibilité <SEP> (mise <SEP> en <SEP> contact
<tb> de <SEP> la <SEP> masse <SEP> et <SEP> d'eau <SEP> par <SEP> exemple, <SEP> à <SEP> laquelle
<tb> la.
<SEP> chaleur <SEP> de <SEP> la <SEP> masse <SEP> sera <SEP> transmise), <SEP> par
<tb> convection <SEP> (circulation <SEP> d'eau <SEP> ou <SEP> de <SEP> gaz, <SEP> par
<tb> exemple <SEP> à <SEP> travers <SEP> le <SEP> dispositif), <SEP> par <SEP> rayon nement <SEP> ou <SEP> par <SEP> réalisation <SEP> de <SEP> réactions <SEP> chi miques <SEP> endothermiques, <SEP> par <SEP> exemple, <SEP> dans
<tb> le <SEP> sein <SEP> de <SEP> la <SEP> masse.
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L'agent <SEP> éventuellement <SEP> utilisé <SEP> pour <SEP> l'ex traction <SEP> thermique <SEP> de <SEP> l'énergie <SEP> du <SEP> dispositif
<tb> pourra <SEP> jouer <SEP> le <SEP> rôle <SEP> de <SEP> tout <SEP> ou <SEP> partie <SEP> du <SEP> ra lentisseur <SEP> et <SEP> (ou) <SEP> de <SEP> l'absorbant. <SEP> Il <SEP> pourra
<tb> également <SEP> servir <SEP> de <SEP> véhicule <SEP> pour <SEP> l'intro duction <SEP> des <SEP> ou <SEP> de <SEP> certaines <SEP> des <SEP> substances
<tb> agissant <SEP> sur <SEP> le <SEP> fonctionnement. <SEP> du <SEP> dispositif,
<tb> notamment <SEP> le <SEP> cadmium, <SEP> l'hydrogène, <SEP> etc.
<tb> Une <SEP> certaine <SEP> quantité <SEP> d'énergie <SEP> pourra <SEP> être
<tb> produite <SEP> en <SEP> supplément.
<SEP> et <SEP> utilisée <SEP> en <SEP> absor bant <SEP> tout <SEP> ou <SEP> partie <SEP> des <SEP> rayonnements <SEP> émis
<tb> par <SEP> le <SEP> dispositif <SEP> (neutrons, <SEP> électrons, <SEP> rayons
<tb> X, <SEP> rayons <SEP> y, <SEP> ete.) <SEP> dans <SEP> des <SEP> corps <SEP> convenable ment <SEP> choisis, <SEP> et <SEP> notamment <SEP> dans <SEP> les <SEP> corps
<tb> constituant <SEP> l'enveloppe. <SEP> Ces <SEP> moyens <SEP> d'ex- traction ne sont d'ailleurs pas indiqués limi- tativement.
Le dispositif permettra également l'ob tention de températures très élevées suscep tibles de nombreuses applications. 'Mais le dispositif est susceptible encore d'autres ap plications. L'extraction de l'énergie donne lieu en effet à une forte émission -de rayons (par exemple X, y ou neutrons). Si ces rayons sont dangereux et nécessitent une protection (écrans d'eau) autour de tout ou partie du dispositif, par contre, ils peuvent être d'une utilisation très intéressante, pour des buts médicaux notamment.
Si la quantité d'énergie dégagée dans le dispositif est supérieure à la quantité d'éner gie extraite, la température de la ma.sse aug mente jusqu'à atteindre et dépasser légère ment la température prédéterminée de stabi lisation.
Aussitôt, la ramification des chaînes devient limitée et la température diminue pour atteindre à nouveau la, température de stabilisation et descendre légèrement au- dessous de cette température. La ramifica tion des chaînes redevient alors illimitée et ainsi de suite. La stabilisation de la réaction s'effectue donc automatiquement et sans qu'une explosion puisse se produire.
L'arrêt du fonctionnement du dispositif peut se faire: soit par dislocation de la masse d'uranium (dans le cas où celle-ci serait constituée, par exemple, par deux hémi sphères que l'on sépare alors et écarte l'un de l'autre); soit par augmentation de la quan tité d'élément de ralentissement introduite, ou par suppression de ce dernier. En effet, si l'on augmente la proportion de l'élément ralentisseur, on active le ralentissement des neutrons, mais on augmente la probabilité de leur absorption dans les atomes du ralentis seur.
En se reportant à l'explication de la for mule
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on voit qu'en augmen tant la proportion de ralentisseur 1i!, on aug mente Nit et, par suite, Fft <I>.</I> NR et 4. Donc, on diminue ra' et ce dernier peut devenir in- férieur à l'unité; les chaînes ne divergent plus alors.
Si l'on réduit la quantité du ralentisseur, les neutrons produits restent rapides et leur section efficace de capture dans l'uranium avec production de fissions devient très pe tite et la -condition n' > 1 n'est phis remplie.
Si A -I- C diminue trop, la chance qu'a un neutron de sortir du dispositif devient alors très grande.
.(n' -j- n") devient beaucoup plus petit que n, et la condition n' <I>--.</I> (W + <I>n")
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</I> > 1 n'est plus rem-. plie.
L'arrêt du fonctionnement peut aussi se faire par augmentation de la quantité d'élé ment absorbant introduite (insertion de nou velles lames de cadmium par exemple dans la. masse); soit par introduction dans la masse ou agencement autour de -la masse d'éléments absorbants des neutrons (inser tion d'écrans d'eau dans la masse ou agence ment d'une couche d'eau autour de la masse); soit par écartement des éléments diffusants extérieurs à la masse et dont il sera parlé plus loin; soit par enlèvement des sources de neutrons précédemment indi quées.
Il y a lieu d'indiquer aussi que le fonc tionnement du dispositif = tel qu'il vient d'être indiqué - est influencé également par la quantité d'uranium (ou composé d'uranium) utilisée. Il existe en effet, toutes choses égales d'ailleurs, une valeur -critique de la masse du dispositif au-dessous de laquelle la ramification des chaînes cessera d'être illi mitée. La science disposant â l'heure actuelle de moyens de mesure de la multiplication des neutrons, il sera. facile d'estimer, par des expériences progressives, da valeur de la masse critique.
On peut diminuer cette masse critique en disposant autour du dis positif des corps diffusants, en couche plus ou moins épaisse, et formant, par exemple, une .enveloppe diffusante complète ou par tielle autour de la masse, telle que 2 dans l'exemple décrit, n'absorbant pas et r6flé- chissant les neutrons vers :l'intérieur de la masse uranifère. Cette enveloppe - pouvant renvoyer vers la masse uranifère une frac tion des neutrons qui s'en seraient .échappés ou qui peuvent être produits dans l'enve loppe - favorise la formation des chaînes.
Ces corps diffusants pourront être non seu lement en fer, comme dans l'exemple décrit, mais aussi en plomb, en glucinium, en car bonate de calcium (voir Tables annuelles de constantes et données numériques pour la physique nucléaire, chapitres Neutrons Paris 1938).
La masse critique peut encore être di minuée par accroissement de la densité de la substance qui la constitue. Pour une compo sition donnée, la masse critique est en effet -proportionnelle à l'inverse du carré de la densité. On pourra donc, pour accroître la densité, utiliser des composés de grande den sité (uranium métallique, carburé ou non; carbure d'uranium, etc.). Il y a même inté rêt à employer des éléments ralentissants aussi denses que possible (emploi de la pa raffine au lieu d'eau).
On goura également prendre, pour ac croître la densité, des grains ou poudres de composé d'uranium (oxydes par exemple) et les comprimer fortement; ou faire fondre de tels composés, ou encore en provoquer la cristallisation en masse; ces moyens n'étant pas indiqués limitativement.
Comme on l'a vu dans ce qui précède, un certain nombre de conditions critiques doivent être réalisées pour permettre le fonc tionnement -du dispositif décrit et des va- riantes auxquelles on a fait allusion. Parmi ces conditions, il y a la détermination de la masse critique et, par suite, de la configura tion du dispositif; il y a celle des éléments diffusants ou (et) absorbants, .etc.
Il va de soi que, lors -de la mise en mar che du dispositif par amorçage de la réac tion, on aura intérêt .à réaliser progressive ment ces conditions critiques (en opérant progressivement à l'inverse de ce qui est re quis pour l'arrêt du dispositif) et ceci afin
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de <SEP> n'élever <SEP> que <SEP> lentement <SEP> la <SEP> température <SEP> de
<tb> la <SEP> masse.
<tb> Tous <SEP> les <SEP> moyens <SEP> de <SEP> mise <SEP> en <SEP> marelle, <SEP> et
<tb> (ou) <SEP> de <SEP> réglage, <SEP> et <SEP> (01i) <SEP> d'arrêt <SEP> du <SEP> disposi tif <SEP> devront, <SEP> de <SEP> préférence,
<SEP> permettre <SEP> la <SEP> ma nipulation <SEP> à <SEP> distance <SEP> ou <SEP> à <SEP> retardement.
<tb> Pour <SEP> augmenter <SEP> le <SEP> nombre <SEP> des <SEP> neutrons
<tb> efficaces <SEP> produit; <SEP> dans <SEP> le <SEP> dispositif <SEP> par <SEP> les
<tb> neutrons <SEP> rapides, <SEP> on <SEP> pourra <SEP> introduire <SEP> un
<tb> élément <SEP> (deutérium <SEP> ou <SEP> glucinium <SEP> par <SEP> exem ple) <SEP> capable, <SEP> en <SEP> absorbant <SEP> un <SEP> neutron <SEP> ra pide, <SEP> d'émettre <SEP> deux <SEP> ou <SEP> plusieurs <SEP> neutro@is
<tb> d'énergie <SEP> moindre.
<tb> Pour <SEP> maintenir <SEP> le <SEP> fonctionnement <SEP> du <SEP> dis positif,
<SEP> il <SEP> pourra <SEP> être <SEP> nécessaire <SEP> d'introduire
<tb> dans <SEP> la <SEP> masse <SEP> des <SEP> quantités <SEP> supplémentaires
<tb> de <SEP> certains <SEP> de <SEP> ses <SEP> constituants <SEP> dont <SEP> les <SEP> con centrations <SEP> se <SEP> trouvent <SEP> modifiées <SEP> du <SEP> fait
<tb> même <SEP> de <SEP> ce <SEP> fonctionnement.
<tb> Enfin, <SEP> il <SEP> faut <SEP> mentionner <SEP> les <SEP> sous produits <SEP> que <SEP> le <SEP> dispositif <SEP> permettra <SEP> d'obte nir <SEP> et <SEP> qui <SEP> seront <SEP> dus <SEP> au <SEP> fait <SEP> qu'au <SEP> fur <SEP> et <SEP> à
<tb> meure <SEP> du <SEP> fonctionnement, <SEP> des <SEP> éléments <SEP> non veaux <SEP> (iode, <SEP> potassium, <SEP> éléments <SEP> radio actifs, <SEP> isotopes <SEP> rares <SEP> ou <SEP> mélanges <SEP> d'isotopes
<tb> en <SEP> proportions <SEP> anormales,
<SEP> ete.) <SEP> apparaissent
<tb> dans <SEP> la <SEP> masse <SEP> ainsi <SEP> que <SEP> dans <SEP> les <SEP> écrans <SEP> et
<tb> enveloppes <SEP> extérieures.
<tb> La <SEP> composition <SEP> élémentaire <SEP> de <SEP> la <SEP> masse
<tb> change <SEP> donc. <SEP> lentement <SEP> et <SEP> il <SEP> arrivera <SEP> un <SEP> mo ment <SEP> on <SEP> - <SEP> le <SEP> dispositif <SEP> ne <SEP> pouvant <SEP> plus
<tb> fonctionner <SEP> - <SEP> il <SEP> ne <SEP> restera <SEP> plus <SEP> qu'à <SEP> <B>l'ou-</B>
<tb> vrir <SEP> et <SEP> à <SEP> en <SEP> disloquer <SEP> les <SEP> éléments <SEP> pour <SEP> récu pérer <SEP> les <SEP> sous-produits <SEP> mentionnés <SEP> ci-dessus.
<tb> Dans <SEP> tout <SEP> ce <SEP> qui <SEP> a <SEP> été <SEP> dit <SEP> précédemment,
<tb> l'uranium <SEP> pourrait <SEP> être <SEP> remplacé <SEP> totalement
<tb> ou <SEP> en <SEP> partie <SEP> par <SEP> tout <SEP> autre <SEP> élément <SEP> ayant
<tb> des <SEP> propriétés <SEP> analogues <SEP> à <SEP> celles <SEP> de <SEP> l'ura nium, <SEP> par <SEP> exemple <SEP> par <SEP> du <SEP> thorium. <SEP> L'ura nium <SEP> et <SEP> le <SEP> thorium, <SEP> ou <SEP> autre <SEP> élément <SEP> ana
<tb> logue, <SEP> peuvent <SEP> être <SEP> utilisés <SEP> soit <SEP> à <SEP> l'état <SEP> mé tallique, <SEP> soit <SEP> à <SEP> l'état <SEP> combiné.
Device for transforming nuclear energy into another form of energy. We know that the neutron is a particle whose mass is very close to that of the proton and that the number of neutrons which the nucleus of any atom contains is given by the difference between the atomic weight and the atomic number. atom considered. We immediately see that all atoms, except light hydrogen, contain one or more neutrons.
Neutrons are expelled from atomic nuclei: during the bombardment of these by particles of various nature. Thus, for example, a mixture of radon, that is to say the emanation of radium, with beryllium powder, emits so-called fast neutrons. Neutrons are absorbed by the atoms that make up the matter they pass through. This absorption releases energy and it is more or less strong according to the nature of the absorbent material and according to the speed of the neutrons.
Fast neutrons (ie those with a speed equal to or greater than 10 @ .000 @ meters per second) are poorly absorbed; very slow neutrons (ie having a speed of the order of 2500 meters per second at most) are generally very strongly absorbed.
The speed of very slow neutrons being of the order of that which the hydrogen atoms take under the effect of thermal agitation, these very slow neutrons are also called thermal neutrons: Some elements strongly absorb neutrons - including the speeds are between narrow limits, limits also depending on the absorbent element. Neutrons thus absorbed are said to be absorbed by resonance.
The present invention is based on the following discovery: Fast and thermal neutrons, during their absorption in uranium, cause the rupture of the uranium nucleus into large pieces, accompanied by a release of energy of 0.00032 erg. This rupture is accompanied by the emission of an average of about three neutrons (once two neutrons, once four, once one, etc.).
It is more particularly on the last phenomenon cited, namely the emission of l, kings neutrons on average at each rupture of uranium nucleus due to the absorption of a thermal or fast neutron, that is. based on the invention. It should be noted that thermal neutrons are much more efficient than fast neutrons in causing these breaks. So-called "resonance" neutrons do not cause a break.
The new neutrons produced during each rupture are fast neutrons. They are therefore not very efficient in their turn to cause new ruptures and they have a good chance of leaving the ura nium mass (of necessarily limited dimensions) without being absorbed.
The authors of the present invention have found that by introducing into the mass of uranium a substance containing tri-light atoms (hydrogen, for example) or light atoms (water, paraffin or better still, heavy water, that is to say water containing deuterium, carbon) absorbing very little neutrons, it was possible to reduce the speed of fast neutrons (produced at each rupture) and, consequently , to greatly increase the chance of getting new breaks at.
using these neutrons thus slowed down. This slowdown of fast neutrons is due to the collisions between them and the nuclei of light or very light elements introduced into the mass of uranium.
The present invention relates to a device for transforming key naked energy into another form of energy, which is characterized in that it comprises a basic substance capable of giving rise, under the action of neutrons, to to an emission of neutrons in chains, comprising. within it a neutron slowing element intended for. make at least part of the latter slow, in approximate thermal equilibrium with the medium so as to produce a substantial stabilization in the development of the chains and to allow the energy supplied by the transmutations of the substance to be released base for use.
The appended drawing represents, by way of example, an embodiment of the device according to the invention.
Fig. 1 is an overview in elevation.
Fig. 2 is a plan view corresponding to FIG. 1.
Fi-. 3 is an end view corresponding to FIG. 1.
Fit -:, -. 4 is a sectional view along IV -IV of FIG. 2.
Fig. 5 is a sectional view on a larger scale along V-V of FIG. 2.
Fig. 6 is a sectional view on a larger scale along VI-VI of FIG. 1.
Fig. 7 to I1 relate to details. Thread-. 12 and 13 are explanatory diagrams.
Before describing the embodiment of the device shown in the drawing, certain explanations will be given which make it possible to better understand the theoretical considerations on which the operation of this device is based.
Consider. for example, a mass of uranium in which is distributed a light substance, such as heavy water for example, and within which one can introduce, for example, cadmium sheet sectors, mounted on wheels and whose role is to absorb a fraction of the thermal neutrons and whose absorption coefficient becomes all the more important compared to that of uranium as the temperature is higher. Suppose also that an auxiliary source of neutrons is.
placed, for example, in the center of the device.
A neutron, emitted by the auxiliary source, causes, by simple absorption, the rupture of a uranium nucleus. This rupture gives rise to the emission of three fast neutrons for example, each of them being able to follow one of the following processes, with different chances moreover: 10 By diffusing through the mass of uranium, each neutron can leave the device without being absorbed, and get lost in space; By passing through the light substance where it slows down, each neutron can, after a certain number of shocks, be absorbed by the light atoms; 30 By passing through the mass of uranium, each neutron can be absorbed without causing a rupture;
40 -If it leaves the light substance with a critical speed known as "resonance", each neutron has a great chance of being absorbed without causing rupture; 50 By crossing the cadmium plate, each neutron can be absorbed by the latter; 60 As it passes through the mass of uranium, each neutron can be absorbed causing a very exoenergetic breakdown and the emission of three new neutrons.
Two -cases could therefore occur: <I> Case A. </I> - It is understood that, if the importance of the set of the first five processes above (which all lead to losses of neutrons without -creation new neutrons), is larger than that of the process 60, the reactions giving the ruptures cannot multiply or more exactly branch out considerably.
The diagram in fig. 12 indicates how the reactions of four neutrons each causing a rupture branch out (the dark circles represent the breaks, the production of new fast neutrons being represented by the divergent-lines; and the white circles represent any one of processes <B> 10 </B> to 50 above).
As can be seen, the initial four ruptures were followed by the production of only eight ruptures over a total emission of 36 neutrons. The chains shut down fairly quickly, each of the chain end neutrons having undergone any of the above 10-50 loss processes. We will say that we are dealing with "convergent" chains. On average, successive rupture reactions develop little and stop after a small number of reactions. The energy given off per second is insignificant and unusable.
<I> Case B. </I> - If the importance of process 60, vis-à-vis all of the processes <B> 10 </B> to 50 is sufficient, the ramifications of the chains will multiply and always increase.
With the same notations as in case A, we will have, for example, the diagram of FIG. 13 attached. The first four breaks are then followed by a considerable number of new breaks which develop over time and the energy released increases considerably. We will say that we are dealing with "divergent chains".
If, for example, for a neutron causing a rupture, only 1; 007 neutrons (on average) out of the three products with certainty cause new ruptures, the number of ruptures will increase over time in geometrical progression of reason. 1.007, that is to say, a di verging progression tending towards infinity. Of course, the system will break up by explosion.
By introducing into the mass of uranium a light or very light element (retarder of the fast neutrons emitted at each rupture) and possibly an element absorbing said slowed neutrons, we can therefore achieve a rupture chain: divergent (Case B) with considerable energy release.
The chances of achieving this divergent chain can be increased by trying to influence the relative importance of the various processes 10 to 60.
The conditions to be fulfilled for this and which may be used as a basis for the realization of embodiments of the device. According to the invention are, among others, the following: a) To reduce losses by neutron leakage in the space outside the uranium mass (process <B> 10 </B> above), the dimensions of the mass of the device can be increased; it is also possible to place outside the latter a thickness of material such as iron, which does not absorb and reflects the escaping neutrons towards the interior of the mass of uranium.
The slowed down neutrons behave like a gas that would originate in a sphere of fine squeezed sand. The gas pressure or the number of gas molecules per cm3 is greater in. sand only on the outside due to the multiple impacts of the gas against the grains of sand. Or again, the duration of the stay of each molecule in the sand is considerably increased by increasing the dimensions of the sphere.
If it is a neutron, the chance that they will be absorbed by the uranium will be considerably increased by slightly increasing the dimensions of the uranium mass. There will be. It is also advantageous to use materials very rich in uranium, such as metallic uranium, which leads to very acceptable dimensions for the device.
b) To reduce the losses by absorption of neutrons by the light substance introduced into the uranium (process 20 above), a light substance which absorbs very little neutrons is preferably chosen. The lighter this substance, the better it will slow down the neutrons. If we compare: ordinary water, heavy water, carbon, we see that the efficiency of the slowdown for the same quantity of material crossed will be. in order: ordinary water, heavy water, carbon. But the absorption power will be in reverse order.
It will therefore be preferable to choose heavy water as the retarder, because the carbon (weak retarder) should occupy a very large volume in the device, which would lead to very large dimensions of the latter.
EMI0004.0022
e) <SEP> In <SEP> using <SEP> natural uranium <SEP>, <SEP> on
<tb> can. <SEP> reduce <SEP> the <SEP> losses <SEP> by <SEP> absorption <SEP> of
<tb> neutrons <SEP> by <SEP> uranium <SEP> (process <SEP> 3o <SEP> above), <SEP> because <SEP> absorption <SEP> of <SEP> neutrons <SEP > thermal <SEP> in <SEP> uranium, <SEP> without <SEP> rupture, <SEP> is
<tb> proportional <SEP> to <SEP> that <SEP> that <SEP> causes <SEP> the <SEP> rup ture.
d) To reduce the losses by absorption of resonance neutrons, care will be taken to reduce the proportion of slowed down neutrons having the critical speed known as @; of resonance ". This proportion depends on the choice of the slowing element introduced and on its distribution. bution Thus ordinary water is preferable to heavy water and especially to carbon.
On the other hand, the proportion of resonance neutrons decreases by distributing in a discontinuous manner the light slowing substance uranium in the mass. Taking into account what has already been said about process 20, it will be preferable to choose heavy water as the retarder and distribute it in small volume in the mass of uranium.
e) One can, at will, increase or decrease the losses of neutrons by absorption in the cadmium-coated sheet, by introducing more or less deeply this or these sheets into the mass of uranium.
As for process 60, that is to say the absorption of neutrons by uranium with rupture, this factor cannot be acted on if natural uranium is used.
Depending on whether the above conditions are more or less fulfilled, in whole or in part, we will have more or less chances of seeing the occurrence of case B (different chains).
The fact remains that the simple introduction of a light or very light element (heavy water or hydrogen, for example) into the mass of uranium is necessary to make it possible to obtain divergent chains of ruptures with decomposition. considerable energy allowance.
EMI0004.0046
But <SEP> this <SEP> string <SEP> of <SEP> breaks <SEP> various gentes <SEP> risk <SEP> of <SEP> giving <SEP> 'place <SEP> to <SEP> a <SEP> release <SEP> of energy <SEP> explosive <SEP> (that <SEP> which <SEP> would prevent
<tb> industrial <SEP> use <SEP> of <SEP> device <SEP> in <SEP> view
<tb> of <SEP> the <SEP> power supply of a thermal <SEP> <SEP> plant,
<tb> by <SEP> example).
<tb> It is <SEP> then <SEP> that <SEP> can <SEP> enter <SEP> in <SEP> game, <SEP> possibly, <SEP> introduction <SEP> of <SEP> cadmium <SEP> (or
<tb> other <SEP> element <SEP> absorbing <SEP> of similar thermal <SEP> neutrons <SEP>) in the uranium mass.
This absorbent element will in fact make it possible to slow down - if necessary - the development of rupture reactions. Thanks to this introduction of cadmium, for example (in this case sectors: of cadmium sheet) in the mass of uranium, we will be able to regulate the operating conditions of the device in such a way that the importance of the rupture process 60 exceeds by a very small amount that of the whole process <B> 10 </B> to 50.
Indeed, in processes <B> 10 </B> to 50, there is the loss process 50: which can be made as important as desired.
The reaction will still be explosive, then that one carries out the case B. The chains of reaction of rupture branch out, the energy released increases and <B> the, </B> temperature of the positive dis, that is to say - say that of uranium and the slowing light substance, increases.
But the slowing efficiency, for a given substance, decreases when its temperature increases (like the square root of the absolute temperature). As the temperature of the device increases, the neutrons will therefore be less slowed down and will consequently become less effective in causing ruptures.
In fact, the importance of processes 60 and 3o decreases, while that of processes <B> 10, </B> 20, 40, 50 remains substantially constant. It follows from this that the conditions of Case A will automatically be realized at a given moment, provided that they were initially very close to them thanks to the introduction of the cadmium-coated sheet sectors. Then the machine will stop, the chains becoming convergent. But if we then evacuate the calories developed in the device, the temperature will drop and case B will be carried out again;
the chains becoming divergent again and the temperature rising again, there will thus be operation of the device between two temperatures. The maximum temperature will be at both higher than initially. Case B will have been more realized, that is to say that the cadmium-coated sheet sectors will have been taken out of the uranium mass. This temperature can be adjusted by the position of the cadmium-plated sheet sectors.
It will be noted that, both the elements called here retarders, and the elements designated under the name of absorbents have an effective absorption section for neutrons. However, the designation "absorbent elements" is justified by the following considerations. In the case of retarder elements, the absorbency is low. These retarding elements are, as has already been said and as will emerge from what follows, light or very light elements.
On the contrary, for the elements referred to as sorbents and are heavy elements; the absorbent power is very high and, importantly, increases with temperature. The classification of these elements emerges from the results shown in. the "Annual tables of constants and numerical data for nuclear physics", chapter Neutrons Diffusion coefficients (Hermann. & Cie, No. 26, 1938, pages 44/89 and 44/95).
We will now describe the embodiment of the device according to the invention shown in FIGS. 1 to <B> Il. </B>
This device comprises an outer casing made of refractory bricks 1, making thermal insulation, and arranged around an inner casing 2 ',. made up of bricks made of material such as iron for example, which does not absorb thick and reflect neutrons. The thickness of this envelope 2 may be several tens of centimeters.
Inside the casing 2, there is an iron box <B> 3 </B> containing 3.6 parallelepipedic elements 4. Each of these contains six cubic iron-nickel elements 5 of 15 cm. side approx. Between the cubes 5 and the element 4 are placed plates 5a of metallic uranium (made as is known from uranium hydride) or other material rich in: uranium.
The .cube containing the 36 elements 4 has about 1.10. m aside.
In the 21.6 small cubes 5 eireule a fast neutron retarder liquid (preferably pure heavy water with 99.6% deuterium - as made, for example, in Norway, by Norkskhydroelektrik -) . For this purpose, the cubes 5 of each element 4 are interconnected by small conduits placed alternately upwards and downwards (Figs. 5 and 10).
The retarder liquid contained in the device is circulated continuously by two high pressure rotary pumps 29-30 which deliver it through pipes 15-16 into two chests 10 each containing eighteen valves 27 for adjusting the intake of this device. liquid in the pipes 2 for supplying the retarder liquid to the cubes 5 of the three lower and upper rows respectively of parallelepipedal elements 4. The retarding liquid passes through the 108 cubes of each of these three lower and upper rows of elements 4 , exits through pipes 19 to the manifolds 17, 18 and, from there, through pipes 15, 16, to rotary pumps 29, 30.
The circulation of the retarder liquid is thus uninterrupted.
12 is a reservoir allowing, by means of valves 13 and 14, the evacuation and the reserve of the retarder liquid. The control valves 27 are controlled electrically using any appropriate control 11.
The retarder liquid which thus circulates in the cubes 5 serves as a vehicle for the calories developed in the device. To this end, the pipes 19 leaving the casing 1 are surrounded concentrically by pipes 20 (FIG. 11) in which ordinary water circulates to which the slowing liquid transmits its calories. This cold water, at high pressure, enters the pipes 20 through the pipes 22 and comes out heated and always at high pressure through the pipes 21, for example with a temperature sufficient to supply turbines at high pressure.
All of the pipes 19 and 20 are closed in an insulating casing 23 following the casing 1 (fig. 1 and 2). Inside the latter, the pipes 19 and 2'6 for supplying and leaving the retarder liquid are surrounded by insulating sheaths 24, 25 (fig. 5). The volume of retarder liquid (heavy water) used can be, for example, 725 liters.
7 are sheet metal wheels carrying sectors 7a of cadmium-coated sheet (Fig. 7 to 9). These wheels are mounted on axes 6 including the.
rotation is controlled by all electrical commands 28 (motors, for example) making it possible to place the wheels 7 in such determined positions as one wishes. The wheels 7 penetrate through notches 8 (fig. 7 to 9) in the walls of the elements 4.
9 are inert gas inlet and outlet pipes (C02, for example) in the device, the presence of this gas being intended to prevent oxidation of the uranium. Finally. in the center of the device is placed the source of neutrons, constituted, for example, by a small tube 31 containing a few milligrams of radium mixed with beryllium powder.
The operation of the device is as follows: The state B described above having been achieved, the device is adjusted using the wheels 7, more or less introduced into the elements 4 so that the maximum temperature reached by the device is 320 C for example. And the conditions of case A and case B are realized automatically and alternatively, if the position of the wheels 7 has been correctly adjusted, as has been described previously.
The vapor pressure of the heavy water being about 90 atmospheres at 320 C, if the latter circulates at a rate of 200 liters per second to be cooled, for example, to 20 C in the exchanger 23, the quantity of heat dissipated per second will be:
200. 1000. 1.15 # 300 = 6.9 # 10 'small calories grams per second (1.15 being the average specific heat of heavy water at these temperatures).
The corresponding power of the boiler thus formed by the device will be: 6.9 # 10 '. 4.18 joules / second = 2.9 # 105 kilowatts, so close to 300,000 kilowatts. Uranium consumption, for a total used mass of <B> 11.75 </B> tonnes, will be around 3 milligrams per second, or one tonne per ten years.
We see from the foregoing -that the -disposi tif described allows -to control the release of energy by preventing it from becoming explosive and that: 1o First of all by reducing the speed of the released neutrons, so that 'they come from slow neutrons, approximately in thermal equilibrium with the medium. This is obtained thanks to the presence of the combined deuterium in the form of heavy water.
As previously indicated, one could also use, as another very light element, hydrogen, free or combined, or light elements, such as: glucinium, carbon, oxygen, for example, free or combined. A special advantage of very light retarders is that they reduce the amount of neutrons which are absorbed by resonance in the uranium and which can thus be lost to the chain process.
The reduction in the speed of the neutrons thus obtained already provides a means of stabilization by the fact that the probability that a neutron leaves the device before being absorbed increases with temperature. On the other hand, it makes it possible to achieve conditions in which the rise in temperature rapidly brings about a change in the concentrations or distributions of the constituents of the device, thus stopping the development of the chains.
By introducing the cadmium-containing sheet sectors into the mass of uranium, in order to absorb the slowed down neutrons, in a proportion that is greater than the absorption by the uranium, the higher the temperature.
By the use of these two means, chains can develop until a sufficiently large energy is released, and then be automatically interrupted or limited, thus avoiding the explosive development of <B> k. </B> nuclear reaction. In this way, it is possible to liberate the mass of uranium considered, in. in view of its industrial use and as and when required, the energy that it is capable of supplying by transmutation.
In variants of the device described, one could use, instead of uranium, thorium or a mixture of these two radioactive bodies, or else compounds or mixtures of compounds of these two bodies.
The slowing element (s) can be introduced in liquid (for example heavy water), gaseous or solid (for example powder) form. They can be mixed more or less intimately with ura nium and this mixture can be obtained by any known process.
It is possible, for example, to mix with a powdered uranium or thorium compound a hydrogenated compound in solid, liquid or gaseous form; this hydrogenated compound possibly being, for example: a hydrogen carbide, water, water vapor, a hydrogenated gas, a metal hydride or hydroxide.
If the very light or light element introduced into the mass of uranium is a gas (hydrogen, helium or other) or a vapor (water vapor), it may possibly be introduced under pressure, in particular in order to maintain the desired concentration in -element light or very light, despite the rise in temperature.
Instead of introducing into the mass of uranium or uranium compound a light or very light element, it is also possible to constitute this mass by a hydrogenated compound of uranium or by a mixture of uranium. or of a non-hydrogenated compound of uranium and, of a hydrogenated compound: of uranium. As for the porportion of very light or light element to be introduced, it should not be large enough to prevent unlimited branching of the chains. An approximate formula will be given below to enable this proportion to be estimated.
To achieve the decrease, when the temperature rises, in the proportion of slowed down neutrons giving partitions of uranium atoms, we have seen that we "introduce into the mass of uranium an element absorbent, the absorption coefficient of which (or the effective section) becomes of as much greater compared to that (or that) of uranium as the temperature is higher. In the example described, the absorbent element was cadmium, used in the form of cadmium plate.
In variants of the device, instead of cadmium, it is possible to use a compound, hydrogenated for example, of cadmium. The introduction of. And absorbent could be done by impregnation of solutions, by mixing powders, by inserting plates of metallic cadmium at different points of the uranium mass, or by any other means.
Maximums. â not to exceed for the quantities of retarding element (hydrogen or other) and of absorbent element (cadmium or other) introduced into the device can be approximately estimated by the following: Let P be the product F "f. N" , where: F, a is the cross section of thermal neutrons to produce the rupture of uranium nuclei, N "is the number per cm 'of uranium nuclei in the medium (uranium concentration).
F "f is relative to the mixture of uranium isotopes, although it is known that it is only the isotope? 3-5 which undergoes fission under the action of thermal neutrons. One could have written as well , instead of F "f # N,;. F ";; 35 # N" _. "5, product. Equal to previous).
Let A be the sum of analogous products for all bodies absorbing thermal neutrons according to the law
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, that is to say for all the bodies present in the positive device and whose effective absorption section for thermal neutrons varies ap proximately like the reverse of their speed ta (uranium, hydrogen or others) <I> A </I> - <I> Fit </I> NIt + <I> Fi Ni </I> + Fusf Nu + Ff Nu in which:
FR is the thermal neutron absorption cross section for the retarder nuclei, NR is the number per cm 'of the retarder nuclei in the medium, <I> Fi N; </I> is the product of the cross section absorption of thermal neutrons by all the nuclei present introduced other than those of uranium and retarder, by their respective concentration in the medium, F "Sf N" is the product of the effective section of absorption of thermal neutrons by uranium nuclei without fission production,
by the concentration of ura nium in the medium.
Let C be this product (P) for the absorbent element (cadmium or other).
Let: <I> C = </I> F, <I>. </I> N, where: F, is the cross section for thermal neutrons in the substance absorbing neutrons according to a law different from
EMI0008.0045
(F, varies little with u), N, # is the concentration of the absorbent substance in question (cadmium for example) in the medium.
Now let n be the average number of neutrons produced during a fission of uranium. Of these n neutrons, let n 'be the number of those which are able, without fail, to produce another uranium fission in the device.
EMI0008.0058
is the probability that a neutron, produced during a fission and absorbed in the positive device, produces another fission.
We will have:
EMI0008.0060
Indeed, if n neutrons produced by a fission are absorbed in the uranium medium, there will be W which will be absorbed by the uranium, each producing a fission, and <B> W </B> 'which will be absorbed by retarder, absorbents, etc. without producing fission (n <I> = </I> n '+ n ").
EMI0009.0005
u being the speed of the neutron.
<I> (À - P </I> -f- <I> C). </I> u represents the absorption probability per unit time, -of a neutron of velocity u not producing fission.
EMI0009.0014
= P. u = probability, per unit of absorption time, of a neutron by ura nium in. producing fission.
EMI0009.0017
and
EMI0009.0018
if all the n neutrons are, as we assumed above, absorbed in the device, some producing and others not producing fissions.
For the fissions to occur successively in geometric progression, more than one neutron out of the n neutrons produced during a fission must be able to cause new fissions, that is to say that n '> 1, hence the equation:
EMI0009.0025
It was assumed that the n neutrons are absorbed in the device. Now, this latter having finite dimensions, a certain number of n neutrons will in reality be able to leave it without being absorbed.
The above condition (1) is therefore not sufficient; it is necessary and we must first satisfy this condition (1> so that the realization of the positive device is possible.
We then have
EMI0009.0031
The report
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will approach 1 if the dimensions of the uranium-bearing mass (or of the device) are gradually increased, or if it is surrounded by substances, such as iron, which reflect the neutrons on the uranium-bearing medium.
In summary, to enable the device to be implemented, it is necessary that:
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and the report must
EMI0009.0037
gets as close as possible to unity, thanks to one of the two means just indicated. The formula:
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may therefore indicate the limits not to be exceeded for the concentrations of the bodies introduced into the mixture (here assumed to be homogeneous).
It can be seen that the rise in temperature decreases n 'and can cause this quantity to fall from a value greater than unity to a lower value.
In practice, for the realization of the positive, we can start from concentrations greater than those given by the above formula (for one or more of the bodies), and gradually reduce these concentrations until: obtaining operation longed for.
Since the absorbent can be - as well as the slowing element - distributed heterogeneously in the mass, it will be possible; for example, constituting the latter by zones of pure uranium (or compound of uranium), by zones of uranium (or compound of uranium) and of mixed slowing element, by :: zones finally uranium (or compound of uranium) and absorbent mixed.
The amount of absorbent element introduced will depend on the desired stabilization temperature.
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In <SEP> this <SEP> which <SEP> concerns <SEP> the <SEP> operation <SEP> of the
<tb> device <SEP> represented <SEP> on <SEP> the <SEP> drawing <SEP> and <SEP> of <SEP> its
<tb> possible <SEP> variants, <SEP> on <SEP> will add, <SEP> again
<tb> this:
<tb> The <SEP> priming of <SEP> the <SEP> reaction <SEP> (or <SEP> its <SEP> possible re-priming <SEP> <SEP> when <SEP> its <SEP> temperature
<tb> falls <SEP> below <SEP> of <SEP> the <SEP> temperature <SEP> of <SEP> stabilization) <SEP> has <SEP> place <SEP> thanks to <SEP> to <SEP > the <SEP> action of <SEP> the source <SEP>
<tb> of <SEP> neutrons <SEP> 31 <SEP> of which <SEP> he <SEP> has <SEP> been <SEP> question <SEP> laws <SEP> of
<tb> la, <SEP> description <SEP> of the <SEP> device.
<SEP> This <SEP> boot <SEP> or
<tb> this <SEP> reboot <SEP> could <SEP> have <SEP> place <SEP> in <SEP> of
<tb> variants <SEP> of the <SEP> device <SEP> described <SEP> thanks to <SEP> to <SEP> the
<tb> only <SEP> action <SEP> of <SEP> cosmic <SEP> radiation, <SEP> either
<tb> thanks <SEP> to <SEP> a few <SEP> neutrons <SEP> that can <SEP> remain
<tb> in <SEP> the <SEP> device <SEP> (case <SEP> of a <SEP> reboot), <SEP> or
<tb> by <SEP> the introduction <SEP> in <SEP> the <SEP> mass <SEP> of uranium
<tb> of a <SEP> element, <SEP> such <SEP> than <SEP> the <SEP> gluciniurn, <SEP> capable
<tb> to emit <SEP> of <SEP> neutrons <SEP> under <SEP> the <SEP> effect of <SEP> radiation <SEP> of <SEP> uranium,
<SEP> either <SEP> again <SEP> by <SEP> of
<tb> neutrons <SEP> emitted <SEP> with <SEP> delay <SEP> by <SEP> the <SEP> substances
<tb> formed <SEP> by <SEP> previous <SEP> transmutations <SEP>.
<tb> The energy <SEP> released <SEP> during <SEP> the <SEP> operation <SEP> of the <SEP> device <SEP> can <SEP> be <SEP>,
<tb> for <SEP> of <SEP> industrial <SEP> purposes, <SEP> under <SEP> thermal <SEP> drilling <SEP> by <SEP> conductivity <SEP> (setting <SEP> in <SEP> contact
<tb> of <SEP> the <SEP> mass <SEP> and <SEP> of water <SEP> by <SEP> example, <SEP> to <SEP> which
<tb> the.
<SEP> heat <SEP> of <SEP> the <SEP> mass <SEP> will be <SEP> transmitted), <SEP> by
<tb> convection <SEP> (circulation <SEP> of water <SEP> or <SEP> of <SEP> gas, <SEP> by
<tb> example <SEP> to <SEP> through <SEP> the <SEP> device), <SEP> by <SEP> radius <SEP> or <SEP> by <SEP> realization <SEP> of <SEP> endothermic <SEP> chemical <SEP> reactions, <SEP> by <SEP> example, <SEP> in
<tb> the <SEP> within <SEP> of <SEP> the <SEP> mass.
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The agent <SEP> possibly <SEP> used <SEP> for <SEP> the thermal <SEP> traction <SEP> of <SEP> the energy <SEP> of the <SEP> device
<tb> may <SEP> play <SEP> the <SEP> role <SEP> of <SEP> any <SEP> or <SEP> part <SEP> of the <SEP> slower <SEP> and <SEP> (or ) <SEP> of <SEP> absorbent. <SEP> It <SEP> may
<tb> also <SEP> serve <SEP> of <SEP> vehicle <SEP> for <SEP> the introduction <SEP> of <SEP> or <SEP> of <SEP> some <SEP> of <SEP> substances
<tb> acting <SEP> on <SEP> the <SEP> operation. <SEP> of the <SEP> device,
<tb> in particular <SEP> cadmium <SEP>, <SEP> hydrogen, <SEP> etc.
<tb> A certain <SEP> <SEP> quantity <SEP> of energy <SEP> may <SEP> be
<tb> produced <SEP> in <SEP> supplement.
<SEP> and <SEP> used <SEP> in <SEP> absorbing <SEP> all <SEP> or <SEP> part <SEP> of the <SEP> radiations <SEP> emitted
<tb> by <SEP> the <SEP> device <SEP> (neutrons, <SEP> electrons, <SEP> rays
<tb> X, <SEP> rays <SEP> y, <SEP> ete.) <SEP> in <SEP> of <SEP> bodies <SEP> suitably chosen <SEP>, <SEP> and <SEP> in particular <SEP> in <SEP> the <SEP> bodies
<tb> constituting <SEP> the envelope. <SEP> These <SEP> means <SEP> of extraction are moreover not limited.
The device will also make it possible to obtain very high temperatures susceptible of numerous applications. But the device is susceptible of still other applications. The extraction of energy in fact gives rise to a strong emission of rays (for example X, y or neutrons). If these rays are dangerous and require protection (water screens) around all or part of the device, on the other hand, they can be of very advantageous use, for medical purposes in particular.
If the amount of energy released in the device is greater than the amount of energy extracted, the temperature of the mass increases until it reaches and slightly exceeds the predetermined stabilization temperature.
The branching of the chains immediately becomes limited and the temperature decreases to again reach the stabilization temperature and to drop slightly below this temperature. The branching of the chains then becomes unlimited again and so on. The stabilization of the reaction is therefore carried out automatically and without an explosion being able to occur.
The operation of the device can be stopped: either by dislocation of the mass of uranium (in the case where this is constituted, for example, by two hemispheres which are then separated and one of the other); either by increasing the quantity of slowing element introduced, or by removing the latter. In fact, if the proportion of the slowing element is increased, the slowing down of the neutrons is activated, but the probability of their absorption in the atoms of the slower is increased.
Referring to the explanation of the formula
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we see that by increasing both the proportion of retarder 1i !, we increase Nit and, consequently, Fft <I>. </I> NR and 4. Therefore, we decrease ra 'and the latter can become lower individually; the chains no longer diverge then.
If the quantity of the retarder is reduced, the neutrons produced remain fast and their capture cross section in uranium with the production of fissions becomes very small and the -condition n '> 1 is not fulfilled.
If A -I- C decreases too much, then the chance of a neutron leaving the device becomes very high.
. (n '-j- n ") becomes much smaller than n, and the condition n' <I> -. </I> (W + <I> n")
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</I>> 1 is no longer filled. folds.
The operation can also be stopped by increasing the quantity of absorbent element introduced (insertion of new cadmium blades for example in the mass); either by introduction into the mass or arrangement around the mass of neutron absorbing elements (insertion of water screens into the mass or arrangement of a layer of water around the mass); either by spacing the diffusing elements external to the mass and which will be discussed later; or by removing the sources of neutrons previously indicated.
It should also be noted that the operation of the device = as just indicated - is also influenced by the quantity of uranium (or uranium compound) used. In fact, all other things being equal, there is a critical value of the mass of the device below which the ramification of the chains will cease to be unlimited. Since science currently has the means to measure the multiplication of neutrons, it will be. easy to estimate, by progressive experiments, the value of the critical mass.
This critical mass can be reduced by placing diffusing bodies around the positive device, in a more or less thick layer, and forming, for example, a complete or partial diffusing envelope around the mass, such as 2 in the example described. , not absorbing and reflecting neutrons towards: the interior of the uranium-bearing mass. This envelope - being able to send back to the uranium mass a fraction of the neutrons which have escaped from it or which can be produced in the envelope - promotes the formation of chains.
These diffusing bodies could be not only iron, as in the example described, but also lead, glucinium, calcium car bonate (see Annual tables of constants and numerical data for nuclear physics, Neutrons Paris 1938 chapters) .
The critical mass can be further reduced by increasing the density of the substance which constitutes it. For a given composition, the critical mass is in fact -proportional to the inverse of the square of the density. It is therefore possible, in order to increase the density, to use compounds of high density (metallic uranium, carburized or not; uranium carbide, etc.). There is even an interest in using slowing elements as dense as possible (use of refined pa instead of water).
It is also necessary to take, to increase the density, grains or powders of uranium compound (oxides for example) and compress them strongly; or to melt such compounds, or to cause them to crystallize in bulk; these means are not indicated exhaustively.
As has been seen in the foregoing, a certain number of critical conditions must be fulfilled in order to allow the operation of the device described and of the variations referred to. Among these conditions, there is the determination of the critical mass and, consequently, of the configuration of the device; there is that of diffusing or (and) absorbent elements, .etc.
It goes without saying that, when the device is started up by initiating the reaction, it will be advantageous to gradually achieve these critical conditions (by operating progressively in the reverse order of what is required for the reaction. stop the device) and this in order to
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of <SEP> raise <SEP> only <SEP> slowly <SEP> the <SEP> temperature <SEP> of
<tb> the <SEP> mass.
<tb> All <SEP> the <SEP> means <SEP> of <SEP> put <SEP> in <SEP> hopscotch, <SEP> and
<tb> (or) <SEP> of <SEP> setting, <SEP> and <SEP> (01i) <SEP> shutdown <SEP> of <SEP> device <SEP> must, <SEP> of < SEP> preference,
<SEP> allow <SEP> the <SEP> my nipulation <SEP> at <SEP> distance <SEP> or <SEP> at <SEP> delay.
<tb> For <SEP> increase <SEP> the <SEP> number <SEP> of <SEP> neutrons
<tb> effective <SEP> product; <SEP> in <SEP> the <SEP> device <SEP> by <SEP> the
<tb> fast <SEP> neutrons, <SEP> on <SEP> can <SEP> introduce <SEP> a
<tb> element <SEP> (deuterium <SEP> or <SEP> glucinium <SEP> by <SEP> example) <SEP> capable, <SEP> in <SEP> absorbing <SEP> a <SEP> neutron <SEP > quick, <SEP> to send <SEP> two <SEP> or <SEP> several <SEP> neutro @ is
<tb> less energy <SEP>.
<tb> For <SEP> maintain <SEP> the <SEP> operation <SEP> of the <SEP> positive,
<SEP> it <SEP> may <SEP> be <SEP> necessary <SEP> to introduce
<tb> in <SEP> the <SEP> mass <SEP> of the additional <SEP> <SEP> quantities
<tb> of <SEP> some <SEP> of <SEP> its <SEP> constituents <SEP> of which <SEP> the <SEP> con centrations <SEP> are <SEP> found <SEP> modified <SEP> of < SEP> done
<tb> same <SEP> of <SEP> this <SEP> operation.
<tb> Finally, <SEP> <SEP> must <SEP> mention <SEP> the <SEP> under products <SEP> that <SEP> the <SEP> device <SEP> will allow <SEP> to obtain < SEP> and <SEP> which <SEP> will be <SEP> due <SEP> to <SEP> does <SEP> than to <SEP> as <SEP> and <SEP> to
<tb> dies <SEP> of <SEP> operation, <SEP> of <SEP> elements <SEP> non calves <SEP> (iodine, <SEP> potassium, <SEP> radio active <SEP> elements, <SEP> rare <SEP> isotopes <SEP> or <SEP> mixtures <SEP> of isotopes
<tb> in <SEP> abnormal <SEP> proportions,
<SEP> ete.) <SEP> appear
<tb> in <SEP> the <SEP> mass <SEP> as well as <SEP> and <SEP> in <SEP> the <SEP> screens <SEP> and
<tb> outer <SEP> envelopes.
<tb> The <SEP> composition <SEP> elementary <SEP> of <SEP> the <SEP> mass
<tb> change <SEP> therefore. <SEP> slowly <SEP> and <SEP> there will <SEP> a <SEP> moment <SEP> on <SEP> - <SEP> the <SEP> device <SEP> not <SEP> able <SEP> SEP> more
<tb> function <SEP> - <SEP> it <SEP> will only <SEP> <SEP> more <SEP> than in <SEP> <B> or- </B>
<tb> turn <SEP> and <SEP> to <SEP> in <SEP> dislocate <SEP> the <SEP> elements <SEP> for <SEP> recover <SEP> the <SEP> by-products <SEP> mentioned <SEP> above.
<tb> In <SEP> all <SEP> this <SEP> which <SEP> has <SEP> been <SEP> said <SEP> previously,
<tb> uranium <SEP> could <SEP> be <SEP> replaced <SEP> totally
<tb> or <SEP> in <SEP> part <SEP> by <SEP> any <SEP> other <SEP> element <SEP> having
<tb> of <SEP> properties <SEP> similar to <SEP> to <SEP> those <SEP> of <SEP> ura nium, <SEP> by <SEP> example <SEP> by <SEP> of <SEP > thorium. <SEP> Ura nium <SEP> and <SEP> <SEP> thorium, <SEP> or <SEP> other <SEP> element <SEP> ana
<tb> logue, <SEP> can <SEP> be <SEP> used <SEP> either <SEP> to <SEP> the metallic <SEP> state, <SEP> or <SEP> to <SEP> l ' combined <SEP> state.