La fission nucléaire.

La fission nucléaire est le phénomène par lequel le noyau d'un atome lourd (noyau qui contient beaucoup de nucléons, tels les noyaux d'uranium et de plutonium) est divisé en plusieurs nucléides plus légers, généralement deux nucléides. Cette réaction nucléaire se traduit aussi par l'émission de neutrons (en général deux ou trois) et un dégagement d'énergie très important (≈ 200 MeV par atome fissionné, à comparer aux énergies des réactions chimiques qui sont de l'ordre de l'eV par atome ou molécule réagissant).

Découverte

Le phénomène de fission nucléaire induite est décrit dès le 17 décembre 1938 par deux chimistes du Kaiser-Wilhelm-Institut für Chemie de Berlin : Otto Hahn et son jeune assistant Fritz Strassmann. La physicienne autrichienne Lise Meitner, participe aussi à cette découverte. Toutefois, étant juive, elle fuit l'Allemagne en 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.

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 dès 1934, ils 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 font 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, ainsi que 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 (publiée dans Naturwissenschaften au début du mois de janvier 1939) : à savoir, que 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 Princeton. La nouvelle se répand ainsi à d'autres physiciens, tel Enrico Fermi de l’Université Columbia. Les conversations entre Fermi, John R. Dunning et G. 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, D.C., 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 paraissent évidentes. De nombreux articles à sensation sont publiés dans la presse à ce sujet. 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 (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 laboratoire de Copenhague (Danemark) (Lettre de Frisch à la revue Nature datée du 16 janvier 1939 et parue dans le numéro du 18 février). Frédéric Joliot à Paris publie aussi ses premiers résultats dans les Comptes Rendus du 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 6 décembre 1939, L. A. Turner de Princeton en dénombre presque une centaine !

Le 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 rapide (où la particule induite est un neutron rapide). Les noyaux atomiques pouvant fissionner sont dits « fissiles » (s'ils peuvent subir une fission avec des neutrons rapides ou lents) ou « 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.

Donc d'après le modèle de la goutte liquide, la fission est possible si la variation de masse entre deux noyaux issus du noyau est positive ou nulle. Cette condition est vraie si , ce qui correspond à la région du zirconium. Au delà du rapport , le noyau est instable et fissionne spontanément.

Actuellement, la fission induite par des projectiles de faible énergie (0 à 2 MeV) a été observée pour quelques actinides, l'uranium 233, 235 et 238 et le plutonium 239 et 241.

Fission spontanée

Le phénomène de la fission spontanée est découvert en 1940 par G. N. Flerov et K. A. Petrzak en travaillant sur des noyaux d'uranium 238.

On parle de fission nucléaire spontanée lorsque le noyau se désintègre en plusieurs fragments sans absorption préalable d'un 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 plutoniums 240 et 244 et surtout le californium 254 sont par exemple des noyaux spontanément fissiles.

Fission induite

Exemple d'une fission nucléaire de l'uranium.

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 :

X et Y étant deux noyaux moyennement lourds et généralement radioactifs : on les appelle des produits de fission.

Ainsi la fission induite d'un noyau d'uranium 235 peut donner deux produits de fission, le krypton et le baryum, accompagnés de trois neutrons :

Les fissions induites les plus couramment utilisées sont les fissions de l'uranium 235, de l'uranium 238 et du plutonium 239.

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. En absorbant un neutron, un noyau d’atome U se transforme ainsi en U, un isotope de l’uranium, dans un état excité de 6,2 Méga-électrons-volts (MeV) (1 MeV = 1,6.10 joules). Il se comporte ainsi un peu comme une goutte d'eau.

Dans 16% des cas l'énergie est dissipée par rayonnement électromagnétique et le noyau d'U reste intact.

Dans 84% des cas, cette énergie suffit pour que le noyau puisse franchir la barrière de fission, de 5,7 MeV et se fragmenter en deux autres noyaux comme par exemple le Krypton 93 (Kr) et le Baryum 140 (Ba) :

ou bien le strontium 94 et le xénon 140 :

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. 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 2 MeV. 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 la glucine, et enfin le graphite (carbone pur). 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 (0,025 eV à la température de 300 K). La plupart des fissions se produisent alors à cette énergie et le réacteur est dit à neutrons thermiques. Dans le cas contraire, le réacteur est dit à neutrons rapides.

La raison principale pour laquelle on cherche dans un réacteur thermique à ralentir les neutrons issus de fission pour les amener au niveau d'énergie (de vitesse) thermique est liée au fait que la probabilité qu'une rencontre d'un neutron thermalisé avec un atome fissile donne lieu à fission de l'atome rencontré est sensiblement 250 fois plus élevée que dans le cas où le neutron possède une énergie (une vitesse) élevée voisine de son énergie initiale.

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 n - 1 qui restent pouvant être perdus par capture dans les autres constituants du milieu, ou par fuite en dehors du dispositif. n dépend de l'énergie des neutrons. Dans le cas des neutrons thermiques, il est égal à 2,08 pour U et Pu, à 1,8 pour l’uranium enrichi, mais à 1,36 seulement pour l'uranium naturel. Le contrôle de la réaction en chaîne est assuré par l'insertion de barres de commandes 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 ainsi que d'autres non mentionnés ici.

Bilan neutronique

Lors de la fission, des neutrons rapides sont tout de suite (10 s) émis, ils sont dits neutrons instantanés (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 13 secondes en moyenne; ces neutrons libérés juste après des désintégrations β sont appelés neutrons retardés.

La probabilité de fission d'un noyau fissile dépend de l'énergie cinétique du neutron incident; pour des noyaux fissiles thermiquement comme l' et le cette probabilité augmente quand l'énergie cinétique du neutron incident diminue d'où la nécessité de 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 chocs élastiques successifs des neutrons avec un noyau léger (H, D, C, 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 :

Noyau considéré	Nombre moyen de neutrons libérés
	2,55
	2,47
	—
Uranium naturel	2,47
	2,91
	3,00

On remarquera dans ce tableau que 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, même s'ils gagnent un neutron pour se fissionner.

Répartition des masses des produits de fission

Distribution des produits de fission de l'uranium 235.

La distribution en masse des produits de fission suit une courbe « en bosses de chameau ». On parle aussi de courbe bimodale : elle possède deux maximums. Plus de cent nucléides différents peuvent être libérés lors de la fission de l'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 A=95 (brome, krypton, zirconium) pour l'un des fragments et autour de A=139 (iode, xénon, baryum) pour l'autre.

Une répartition symétrique (A=116, 117 ou 118 pour l'uranium 235) des masses des produits de fission (0,1 % des fissions) ou une fission en trois fragments (fission ternaire, 0,005 %des fissions) sont très rares.

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 (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 réacteurs nucléaires destinés à produire de l'électricité.

La 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. 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:

Noyau considéré	Nombre de neutrons libérés
	2,28
	2,07
	—
Uranium naturel	1,32
	2,11
	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.

On voit ici pourquoi 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 uranium 235.

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

Sections efficaces

Les principales sections efficaces intervenants dans la modélisation de la fission en réacteur sont données ci-dessous.

Noyau considéré Section efficace de capture d'un neutron thermique (barns) xx 679,9 2,720 1 008,1 1371 Section efficace de fission par un neutron thermique (barns) xx 579,5 négligeable 742,4 1 011 Section efficace de capture d'un neutron rapide (énergie > 1 MeV) (barns) xx xx xx xx xx Section efficace de fission par un neutron rapide (énergie > 1 MeV) (barns) xx ≈ 2 xx xx xx Nombre de neutrons émis par fission thermique 2,55 2,42 xx 2,91 3,00 Nombre de neutrons émis par capture thermique 2,28 2,06 xx 2,11 2,22

L'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'uranium 235, la proportion de neutrons capturés est d'environ 16 % pour des neutrons thermiques (ou neutrons lents) ; 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 10s. Le noyau se fissionne, et les fragments se séparent à vitesse élevée : au bout de 10 s, ces fragments, distants de 10 m, émettent, nous l'avons vu, des neutrons.

Suite aux désexcitations γ, des photons γ sont émis après 10 s, alors que les fragments ont franchi 10 m. Les fragments s'arrêtent au bout de 10 s environ, après avoir franchi une distance de 50 µm (ces valeurs sont données pour un matériau de 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 neutrinos, inévitablement émis dans les 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 suivant indique comment se répartit l'énergie libérée à la suite de la fission d'un atome d'uranium 235, induite par un neutron thermique (ces données sont des moyennes calculées sur un grand nombre de fissions).

Énergie de fission de	Énergie MeV	% Énergie totale	Commentaire
Énergie cinétique des fragments de fission	166,2	82,0	énergie instantanée localisée
Énergie cinétique des neutrons de fission	4,8	2,4	énergie instantanée délocalisée
Énergie des γ de fission	8,0	3,9
Énergie des neutrinos/antineutrinos	9,6	4,7	énergie instantanée perdue
Total	188,6	93,0	énergie instantanée
Énergie de radioactivité β des produits de fission	7,0	3,5	énergie différée
Énergie de radioactivité γ des produits de fission	7,2	3,5
Total	14,2	7,0
Énergie totale libérée lors de la fission	202,8	100,0	dont 9,6 MeV non récupérable

L'énergie totale libérée lors de la fission ressort égale à 202,8 MeV dont 9,6 MeV n'est pas récupérable puisque communiquée aux neutrinos émis.

En pratique l'énergie récupérable en réacteur de puissance, compte tenu :

de l'énergie communiquée aux neutrinos

de la puissance résiduelle restante dans les éléments combustibles déchargés du cœur

de l'énergie des gammas et neutrons dissipée dans les structures entourant le réacteur

correspond sensiblement à 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

Énergie de fission (MeV)					% énergie totale	Commentaire
Énergie cinétique des fragments de fission	166,2	166,9	172,8	172,2	81,7	énergie instantanée localisée
Énergie cinétique des neutrons de fission	4,8	5,5	5,9	5,9	2,6	énergie instantanée délocalisée
Énergie des γ de fission	8,0	7,5	7,7	7,6	3,7
Énergie des neutrinos/antineutrinos	9,6	11,9	8,6	10,2	4,9	énergie instantanée perdue
Total	188,6	191,8	195,0	195,9	93,0	énergie instantanée
Énergie de radioactivité β des produits de fission	7,0	8,9	6,1	7,4	3,5	énergie différée
Énergie de radioactivité γ des produits de fission	7,2	8,4	6,1	7,4	3,5
Total	14,2	17,3	12,2	14,8	7,1
Énergie totale libérée lors de la fission	202,8	205,9	207,2	210,6	100,0
Énergie récupérable en réacteur de puissance	193,0	197,0	198,4	200,3	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 2,47 neutrons émis en moyenne lors d'une fission de l'uranium 235 pour une énergie de 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 1,943 MeV = 3,11354E J

Cette énergie est cinétique, selon la relation classique : . La masse du neutron telle que donnée par le CODATA est égale à 1,674927351E kg.

On en déduit : Vitesse moyenne des neutrons de fission = 19 280 km/s

Distribution en énergie

Probabilité en énergie (i. e. vitesse) des neutrons issus des fissions de l'uranium 235. L'essentiel des neutrons émis ont une énergie comprise entre 0,25 et 4 MeV; il n'y a guère de neutrons ayant une énergie supérieure à 6 MeV

La distribution en énergie des neutrons de fission est correctement représentée par la formule semi-empirique :

avec

E en MeV ;

N(E) = probabilité d'avoir un neutron de fission d'énergie E ;

Le terme permet de normaliser à 1 entre 0 et 10 MeV les probabilités relatives.

Pour 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 = 98,6 MeV

Vitesse moyenne = 14 090 km/s

Fragment lourd

Nombre moyen de nucléons = 138,5

Énergie cinétique moyenne = 67,6 MeV

Vitesse moyenne = 9 670 km/s

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

2 MeV = 3,204E-13 J d'énergie cinétique par neutron soit compte tenu d'une masse estimée du neutron de , une vitesse estimée de

166,2 / 2 = 83,1 MeV = 1,331E J d'énergie cinétique par fragment de fission d'une masse moyenne de soit une vitesse de l'ordre de .

Nombre moyen de nucléons du petit fragment : 95. La proportion de protons existant à l'origine dans le noyau fissionné est présumée conservée.

Nombre moyen de protons dans le petit fragment :

Masse moyenne du petit fragment : avec et .

Nombre moyen de nucléons du gros fragment = 235 + 1 - 2,47 - 95 = 138,53.

Masse moyenne du gros fragment : .

1 fission produit 193 MeV = 193 10 × 1,60218.10 = 3,0922.10 joule

1 gramme d'uranium 245 fissionné ⇔ 1/235,0439299 × NA fissions = 1/235,0439299 × 6,02214129 10 fissions = 2,56213.10 fissions

1 gramme d'uranium 235 fissionné ⇔ 2,56213.10 × 3,0922.10 joule = 7,92263.10 joule

1 Mégawatt.jour = 24 MWh = 24 × 3600 × 10 joule = 8,**.10 joule

1 Mégawatt.jour ⇔ 1,09055 gramme d'uranium 235 fissionné

1 Mégawatt.jour = 1 000 000 × 24 = 1 000 kW × 24 = 24 000 kWh

24 000 / 151,42 = 158,497 kWh

U 原子核的一种裂变过程，U 原子核吸收一个中子，变成U 原子核，然后U 原子核裂变成二个快速运动的较小原子核，并释放三个中子，同时也会产生伽马射线（图中未绘出）

核裂变（德语：Kernspaltung；英语：nuclear fission），在港台称作核分裂，是指由较重的（原子序数较大的）原子，主要是指铀或钚，分裂成较轻的（原子序数较小的）原子的一种核反应或放射性衰变形式。核裂变是由莉泽·迈特纳、奥托·哈恩及奥托·罗伯特·弗里施等科学家在1938年发现。原子弹以及核电站的能量来源都是核裂变。早期原子弹应用钚-239为原料制成。而铀-235裂变在核电厂最常见。

重核原子经中子撞击后，分裂成为两个较轻的原子，同时释放出数个中子，并且以伽马射线的方式释放光子。释放出的中子再去撞击其它的重核原子，从而形成链式反应而自发分裂。原子核分裂时除放出中子还会放出热，核电厂用以发电的能量即来源于此。因此核裂变产物的结合能需大于反应物的的结合能。

核裂变会将化学元素变成另一种化学元素，因此核裂变也是核迁变的一种。所形成的二个原子质量会有些差异，以常见的可裂变物质同位素而言，形成二个原子的质量比约为3:2。大部份的核裂变会形成二个原子，偶尔会有形成三个原子的核裂变，称为三分裂变，大约每一千次会出现二至四次，其中形成的最小产物大小介于质子和氩原子核之间。

现代的核裂变多半是刻意产生，由中子撞击引发的人造核反应，偶尔会有自发性的，因放射性衰变产生的核裂变，后者不需要中子的引发，特别会出现在一些质量数非常高的同位素，其产物的组成有相当的机率性甚至混沌性，和质子发射、α衰变、集群衰变等单纯由量子穿隧产生的裂变不同，后面这些裂变每次都会产生相同的产物。原子弹以及核电站的能量来源都是核裂变。核燃料是指一物质当中子撞击引发核裂变时也会释放中子，因此可以产生链式反应，使核裂变持续进行。在核电站中，其能量产生速率控制在一个较小的速率，而在原子弹中能量以非常快速不受控制的方式释放。

由于每次核分裂释放出的中子数量大于一个，因此若对链式反应不加以控制，同时发生的核分裂数目将在极短时间内以几何级数形式增长。若聚集在一起的重核原子足够多，将会瞬间释放大量的能量。原子弹便应用了核分裂的这种特性。制成原子弹所使用的重核含量，需要在90%以上。

核能发电应用中所使用的核燃料，铀-235的含量通常很低，大约在3%到5%，因此不会产生核爆。但核电厂仍需要对反应炉中的中子数量加以控制，以防止功率过高造成炉心熔毁的事故。通常会在反应炉的慢化剂中添加硼，并使用控制棒吸收燃料棒中的中子以控制核分裂速度。从镉以后的所有元素都能分裂。

核分裂时，大部分的分裂中子均是一分裂就立即发布，称为瞬发中子，少部分则在之后（一至数十秒）才发布，称为延迟中子。

简介

核能发电希望取得核裂变中产生的能量，可能是发电厂供电用，也可能是核子动力潜艇的电源。

研究用核反应堆目的是取得中子及核放射性的元素，供科学、医药、工程或其他研究用途。

中子增殖反应炉目的是从高丰度的同位素中提炼核燃料，快中子增殖反应炉知名度较高，由自然界丰度高的U（不是核燃料）中提炼Pu。以往曾发展过热中子增殖反应炉，用Th提炼U（钍燃料循环），仍在继续发展中。

历史

核裂变是在1938年在威廉皇帝化学学会的建筑物中发现的（现今的柏林自由大学内），当时放射性科学的研究以及描述原子内部的原子核物理学已进行了快五十年。欧内斯特·卢瑟福在1911年提出了原子模型（拉塞福模型），其中有体积很小、高密度且带正电的核子，其中包含许多质子（当时还没发现中子），周围有许多在轨道上运动，带有负电的电子。。尼尔斯·玻尔1913年在此为基础，再加入电子的量子特性（波耳模型）。而亨利·贝克勒、玛丽·居礼及皮埃尔·居礼的研究以及卢瑟福进一步的研究指出，虽然原子核的束缚力强，但虽然会有不同形式的核衰变（像α衰变会放出α粒子，也就是氦原子核，其中有二个中子和二个质子），之后嬗变为其他元素。 科学家当时已对核嬗变进行一些研究。卢瑟福在1917年利用α粒子撞击，将氮原子嬗变为氧原子N + α → O + p. ，这是第一次观测到的核反应，也就是设法让一个粒子衰变，产生其他粒子。1932年卢瑟福的同事欧内斯特·沃尔顿和约翰·考克饶夫完成了一个完全人工的核反应和核嬗变，利用人工加速的质子撞击锂-7，将其撞击成二个α粒子，这当时称为「分裂原子」，不过这个和后来重元素的核裂变不同。当时也在研究「结合原子」（即核融合）的可能性。第一个人工的核融合是马克·欧力峰在1932年开始的，用二个加速的氘原子核（含有一个中子和一个质子）融合为一个氦原子核。 英国科学家詹姆斯·乍得威克在1932年发现中子，之后恩里科·费米和他在罗马的同事在1934年研究用中子撞击原子序为92的铀原子。费米认为他们的实验产生了有93个质子及94个质子的元素，命名为Ausonium及hesperium，不过有些科学家不认同费米下的结论。德国科学家伊达·诺达克在1934年提出质疑，认为产生的不是一个新的，原子序93的元素，而是「原子核被分为数个较大的碎片。。只是当时很少人支持诺达克的论点。 在费米发表后，奥托·哈恩、莉泽·迈特纳及Fritz Strassmann等人在柏林进行类似的实验。迈特纳是个奥地利犹太人，因为纳粹1938年**奥地利而失去了身份，迈特纳逃到瑞典，但继续和哈恩通信。当迈特纳在12月19日收到哈恩的信，有一些化学的证据证实由中子撞击铀产生的原子是钡 ，刚好她的姪子奥托·罗伯特·弗里施也在瑞典。哈恩认为是原子核的爆破，但他不知道有关此结果对应的物理基础为何。钡的原子量比铀少40%，而当时还没有任何已知的衰变会让质量有这么大的变化。弗里施怀疑此结果，但迈特纳相信哈恩在化学上的专业。迈特纳和弗里施正确的诠释了哈恩实验的结果，铀原子核被分为大约两半。弗里施建议此过程可以称为「核分裂」，借用生物学中一个细胞分为二个细胞的细胞分裂。 哈恩和Strassmann在1938年12月22日提出了手稿给《自然科学》杂志，说明他们用中子撞击铀，发现了钡元素。同时他们也将实验结果寄给在瑞典的迈特纳，迈特纳和弗里施正确的将此结果诠释为核裂变的证据。弗里施在1939年1月13日确认此实验。因为证实了由中子撞击铀产生的钡是核裂变的产物， 哈恩获得了1944年的诺贝尔化学奖，原因是「发现重原子核的核裂变」（此奖项在1945年才给哈恩，因为诺贝尔委员会认为1944年化学奖的提名人都不符合诺贝尔的遗愿，此时诺贝尔委员会可以将奖项留到第二年再颁发。）。