Moderador de neutrones

En ingeniería nuclear , un moderador de neutrones es un medio que reduce la velocidad de los neutrones rápidos , idealmente sin capturar ninguno, dejándolos como neutrones térmicos con solo una energía cinética (térmica) mínima . Estos neutrones térmicos son inmensamente más susceptibles que los neutrones rápidos a propagar una reacción nuclear en cadena de uranio-235 u otro isótopo fisionable al colisionar con su núcleo atómico .

El agua (a veces denominada "agua ligera" en este contexto) es el moderador más utilizado (aproximadamente el 75% de los reactores del mundo). El grafito sólido (el 20% de los reactores) y el agua pesada (el 5% de los reactores) son las principales alternativas. ^[1] El berilio también se ha utilizado en algunos tipos experimentales y se han sugerido los hidrocarburos como otra posibilidad.

Los neutrones normalmente están ligados a un núcleo atómico y no existen libres durante mucho tiempo en la naturaleza. El neutrón no ligado tiene una vida media de 10 minutos y 11 segundos . La liberación de neutrones del núcleo requiere superar la energía de enlace del neutrón, que normalmente es de 7-9 MeV para la mayoría de los isótopos . Las fuentes de neutrones generan neutrones libres mediante una variedad de reacciones nucleares, incluidas la fisión nuclear y la fusión nuclear . Cualquiera que sea la fuente de neutrones, se liberan con energías de varios MeV.

Según el teorema de equipartición , la energía cinética promedio , , se puede relacionar con la temperatura , , mediante: ${\displaystyle {\bar {E}}}$${\displaystyle T}$

${\displaystyle {\bar {E}}={\frac {1}{2}}m_{n}\langle v^{2}\rangle ={\frac {3}{2}}k_{B}T}$,

donde es la masa del neutrón, es la velocidad media al cuadrado del neutrón y es la constante de Boltzmann . ^{[2] [3]} La temperatura característica de los neutrones de varios MeV es de varias decenas de miles de millones de kelvin . ${\displaystyle m_{n}}$${\displaystyle \langle v^{2}\rangle }$${\displaystyle k_{B}}$

La moderación es el proceso de reducción de la alta velocidad inicial (alta energía cinética) del neutrón libre. Como la energía se conserva, esta reducción de la velocidad del neutrón se produce mediante la transferencia de energía a un material llamado moderador .

La probabilidad de dispersión de un neutrón desde un núcleo está dada por la sección eficaz de dispersión . Las primeras colisiones con el moderador pueden ser de energía suficientemente alta para excitar el núcleo del moderador. Tal colisión es inelástica , ya que parte de la energía cinética se transforma en energía potencial al excitar algunos de los grados de libertad internos del núcleo para formar un estado excitado . A medida que se reduce la energía del neutrón, las colisiones se vuelven predominantemente elásticas , es decir, se conserva la energía cinética total y el momento del sistema (el del neutrón y el núcleo).

Dadas las matemáticas de las colisiones elásticas , como los neutrones son muy ligeros en comparación con la mayoría de los núcleos, la forma más eficiente de eliminar la energía cinética del neutrón es elegir un núcleo moderador que tenga una masa casi idéntica.

Una colisión de un neutrón que tiene una masa de 1 con un núcleo de ^{1 H (un} protón ) podría provocar que el neutrón perdiera prácticamente toda su energía en una única colisión frontal. En términos más generales, es necesario tener en cuenta tanto las colisiones frontales como las de roce. La reducción logarítmica media de la energía del neutrón por colisión , , depende únicamente de la masa atómica, , del núcleo y viene dada por: ${\displaystyle \xi }$${\displaystyle A}$

${\displaystyle \xi =\ln {\frac {E_{0}}{E}}=1-{\frac {(A-1)^{2}}{2A}}\ln \left({\frac {A+1}{A-1}}\right)}$. ^[4]

Esto se puede aproximar razonablemente a la forma muy simple . ^[5] De esto se puede deducir , el número esperado de colisiones del neutrón con núcleos de un tipo dado que se requiere para reducir la energía cinética de un neutrón de a${\displaystyle \xi \simeq {\frac {2}{A+2/3}}}$${\displaystyle n}$${\displaystyle E_{0}}$${\displaystyle E_{1}}$

${\displaystyle n={\frac {1}{\xi }}(\ln E_{0}-\ln E_{1})}$. ^[5]

Algunos núcleos tienen secciones transversales de absorción mayores que otros, lo que elimina neutrones libres del flujo . Por lo tanto, un criterio adicional para un moderador eficiente es uno para el cual este parámetro es pequeño. La eficiencia moderadora da la relación de las secciones transversales macroscópicas de dispersión, , ponderadas por divididas por la de absorción, : es decir, . ^[4] Para un moderador compuesto formado por más de un elemento, como agua ligera o pesada, es necesario tener en cuenta el efecto moderador y absorbente tanto del isótopo de hidrógeno como del átomo de oxígeno para calcular . Para llevar un neutrón de la energía de fisión de 2 MeV a una de 1 eV se necesitan un número esperado de 16 y 29 colisiones para H ₂ O y D ₂ O, respectivamente. Por lo tanto, los neutrones son moderados más rápidamente por el agua ligera, ya que H tiene un . Sin embargo, también tiene un , por lo que la eficiencia moderadora es casi 80 veces mayor para el agua pesada que para el agua ligera. ^[4]${\displaystyle \Sigma _{s}}$${\displaystyle \xi }$${\displaystyle \Sigma _{a}}$${\displaystyle {\frac {\xi \Sigma _{s}}{\Sigma _{a}}}}$${\displaystyle \xi }$${\displaystyle E_{0}}$${\displaystyle E}$${\displaystyle n}$${\displaystyle \Sigma _{s}}$${\displaystyle \Sigma _{a}}$

El moderador ideal es aquel que tiene baja masa, alta sección transversal de dispersión y baja sección transversal de absorción .

Después de suficientes impactos, la velocidad del neutrón será comparable a la velocidad de los núcleos dada por el movimiento térmico; este neutrón se llama entonces neutrón térmico , y el proceso también puede denominarse termalización . Una vez en equilibrio a una temperatura dada, la distribución de velocidades (energías) esperadas de esferas rígidas que se dispersan elásticamente está dada por la distribución de Maxwell-Boltzmann . Esto solo se modifica ligeramente en un moderador real debido a la dependencia de la velocidad (energía) de la sección transversal de absorción de la mayoría de los materiales, de modo que los neutrones de baja velocidad se absorben preferentemente, ^{[5] [6]} de modo que la verdadera distribución de la velocidad de los neutrones en el núcleo sería ligeramente más caliente de lo previsto.

En un reactor de neutrones térmicos , el núcleo de un elemento combustible pesado como el uranio absorbe un neutrón libre de movimiento lento, se vuelve inestable y luego se divide en dos átomos más pequeños ( productos de fisión ). El proceso de fisión de los núcleos ^{de 235} U produce dos productos de fisión, dos a tres neutrones libres de movimiento rápido, más una cantidad de energía que se manifiesta principalmente en la energía cinética de los productos de fisión que retroceden. Los neutrones libres se emiten con una energía cinética de ~2 MeV cada uno. Debido a que se liberan más neutrones libres de un evento de fisión de uranio que los neutrones térmicos necesarios para iniciar el evento, la reacción puede convertirse en una reacción nuclear en cadena autosostenida en condiciones controladas, liberando así una enorme cantidad de energía.

La probabilidad de que se produzcan más fisiones está determinada por la sección eficaz de fisión, que depende de la velocidad (energía) de los neutrones incidentes. En el caso de los reactores térmicos, los neutrones de alta energía en el rango de MeV tienen muchas menos probabilidades (aunque no son incapaces) de provocar más fisiones. Los neutrones rápidos recién liberados, que se mueven a aproximadamente el 10% de la velocidad de la luz , deben ser ralentizados o "moderados", normalmente a velocidades de unos pocos kilómetros por segundo, para que puedan provocar más fisiones en los núcleos ^{de 235} U vecinos y, por tanto, continuar la reacción en cadena. Esta velocidad se produce a temperaturas en el rango de unos pocos cientos de grados Celsius.

En todos los reactores moderados, algunos neutrones de todos los niveles de energía producirán fisión, incluidos los neutrones rápidos. Algunos reactores están más termalizados que otros; por ejemplo, en un reactor CANDU casi todas las reacciones de fisión son producidas por neutrones térmicos, mientras que en un reactor de agua presurizada (PWR) una parte considerable de las fisiones son producidas por neutrones de mayor energía. En el reactor de agua supercrítica refrigerado por agua propuesto , la proporción de fisiones rápidas puede superar el 50%, lo que lo convierte técnicamente en un reactor de neutrones rápidos .

Un reactor rápido no utiliza moderador, sino que depende de la fisión producida por neutrones rápidos no moderados para mantener la reacción en cadena. En algunos diseños de reactores rápidos, hasta el 20% de las fisiones pueden provenir de la fisión directa por neutrones rápidos del uranio-238 , un isótopo que no es fisible en absoluto con neutrones térmicos.

Los moderadores también se utilizan en fuentes de neutrones no reactores , como el plutonio - berilio (utilizando el⁹
Sea ( α ,n)¹²
C ) y fuentes de espalación (utilizando reacciones ( p ,xn) con elementos pesados ​​ricos en neutrones como objetivos).

La forma y la ubicación del moderador pueden influir en gran medida en el costo y la seguridad de un reactor. Clásicamente, los moderadores eran bloques mecanizados con precisión de grafito de alta pureza ^{[7] [8]} con conductos integrados para evacuar el calor. Estaban en la parte más caliente del reactor y, por lo tanto, sujetos a corrosión y ablación . En algunos materiales, incluido el grafito, el impacto de los neutrones con el moderador puede hacer que el moderador acumule cantidades peligrosas de energía de Wigner . Este problema condujo al infame incendio de Windscale en Windscale Piles, un complejo de reactores nucleares en el Reino Unido, en 1957. En un reactor moderado con grafito enfriado con dióxido de carbono donde el refrigerante y el moderador están en contacto entre sí, se debe tener en cuenta la reacción de Boudouard . Este también es el caso si los elementos combustibles tienen una capa externa de carbono, como en algunos combustibles TRISO , o si una capa interna de carbono queda expuesta por la falla de una o varias capas externas.

En los reactores de lecho de guijarros , el combustible nuclear se encuentra incrustado en esferas de carbono pirolítico de calidad para reactores , aproximadamente del tamaño de guijarros . Los espacios entre las esferas sirven como conductos. El reactor funciona por encima de la temperatura de recocido de Wigner para que el grafito no acumule cantidades peligrosas de energía de Wigner.

En los reactores CANDU y PWR, el moderador es agua líquida (agua pesada para CANDU, agua ligera para PWR). En caso de un accidente por pérdida de refrigerante en un PWR, el moderador también se pierde y la reacción se detiene. Este coeficiente de vacío negativo es una característica de seguridad importante de estos reactores. En CANDU, el moderador está ubicado en un circuito de agua pesada separado, que rodea los canales de refrigerante de agua pesada presurizados. El agua pesada ralentizará una parte significativa de los neutrones a la integral de resonancia de²³⁸
El aumento de la captura de neutrones en este isótopo, que constituye más del 99% del uranio en el combustible CANDU, disminuye la cantidad de neutrones disponibles para la fisión. Como consecuencia, la eliminación de parte del agua pesada aumentará la reactividad hasta que se elimine tanta que se proporcione muy poca moderación para mantener la reacción en marcha. Este diseño proporciona a los reactores CANDU un coeficiente de vacío positivo, aunque la cinética neutrónica más lenta de los sistemas moderados con agua pesada lo compensa, lo que conduce a una seguridad comparable con los reactores PWR. ^[9]

En el reactor RBMK moderado con grafito y refrigerado por agua ligera , un tipo de reactor concebido originalmente para permitir la producción de plutonio apto para armas y grandes cantidades de calor utilizable mientras se utiliza uranio natural y se prescinde del uso de agua pesada, el refrigerante de agua ligera actúa principalmente como un absorbedor de neutrones y, por lo tanto, su eliminación en un accidente por pérdida de refrigerante o por conversión de agua en vapor aumentará la cantidad de neutrones térmicos disponibles para la fisión. Después del accidente nuclear de Chernóbil, el problema se solucionó de modo que todos los reactores de tipo RBMK que aún funcionan tienen un coeficiente de vacío ligeramente negativo, pero requieren un mayor grado de enriquecimiento de uranio en su combustible.

Los buenos moderadores están libres de impurezas que absorben neutrones, como el boro . En las plantas de energía nuclear comerciales, el moderador normalmente contiene boro disuelto. Los operadores pueden cambiar la concentración de boro del refrigerante del reactor añadiendo ácido bórico o diluyéndolo con agua para manipular la potencia del reactor. El programa nuclear nazi sufrió un revés sustancial cuando sus moderadores de grafito económicos dejaron de funcionar. En ese momento, la mayoría de los grafitos se depositaban sobre electrodos de boro, y el grafito comercial alemán contenía demasiado boro. Dado que el programa alemán en tiempos de guerra nunca descubrió este problema, se vieron obligados a utilizar moderadores de agua pesada mucho más caros. Este problema fue descubierto por el físico Leó Szilárd . ^[10]

Algunos moderadores son bastante caros, por ejemplo , el berilio y el agua pesada de grado reactor. El agua pesada de grado reactor debe tener una pureza del 99,75 % para permitir reacciones con uranio no enriquecido. Esto es difícil de preparar porque el agua pesada y el agua normal forman los mismos enlaces químicos de casi las mismas maneras, a velocidades apenas diferentes .

El moderador de agua ligera, mucho más barato (esencialmente agua regular muy pura), absorbe demasiados neutrones para ser utilizado con uranio natural no enriquecido, y por lo tanto el enriquecimiento de uranio o el reprocesamiento nuclear se vuelven necesarios para operar tales reactores, lo que aumenta los costos generales. Tanto el enriquecimiento como el reprocesamiento son procesos costosos y tecnológicamente desafiantes, y además tanto el enriquecimiento como varios tipos de reprocesamiento pueden usarse para crear material utilizable para armas, lo que causa preocupaciones de proliferación .

El moderador del reactor CANDU también funciona como un elemento de seguridad. Un gran tanque de agua pesada a baja temperatura y baja presión modera los neutrones y también actúa como disipador de calor en condiciones extremas de accidente por pérdida de refrigerante. Está separado de las barras de combustible que realmente generan el calor. El agua pesada es muy eficaz para frenar (moderar) los neutrones, lo que da a los reactores CANDU su importante y definitoria característica de alta " economía de neutrones ". A diferencia de un reactor de agua ligera, donde la adición de agua al núcleo en un accidente puede proporcionar suficiente moderación para hacer que un conjunto subcrítico vuelva a ser crítico , los reactores de agua pesada disminuirán su reactividad si se agrega agua ligera al núcleo, lo que proporciona otra característica de seguridad importante en el caso de ciertos escenarios de accidente. Sin embargo, cualquier agua pesada que se mezcle con el agua ligera del refrigerante de emergencia se diluirá demasiado para ser útil sin la separación de isótopos.

Las primeras especulaciones sobre las armas nucleares suponían que una "bomba atómica" sería una gran cantidad de material fisible moderado por un moderador de neutrones, de estructura similar a la de un reactor nuclear o "pila". ^[11] Sólo el Proyecto Manhattan abrazó la idea de una reacción en cadena de neutrones rápidos en uranio metálico puro o plutonio. Los estadounidenses también consideraron otros diseños moderados; las propuestas incluían el uso de deuteruro de uranio como material fisible. ^{[12] [13]}

En 1943, Robert Oppenheimer y Niels Bohr consideraron la posibilidad de utilizar una "pila" como arma. ^[14] La motivación fue que con un moderador de grafito sería posible lograr la reacción en cadena sin el uso de ninguna separación de isótopos. Sin embargo, el plutonio se puede producir (" criar ") lo suficientemente puro isotópicamente como para ser utilizado en una bomba y luego tiene que ser "sólo" separado químicamente, un proceso mucho más fácil que la separación de isótopos, aunque sigue siendo un desafío. En agosto de 1945, cuando la información del bombardeo atómico de Hiroshima fue transmitida a los científicos del programa nuclear alemán que estaban enterrados en Farm Hall en Inglaterra, el científico jefe Werner Heisenberg planteó la hipótesis de que el dispositivo debía haber sido "algo así como un reactor nuclear, con los neutrones ralentizados por muchas colisiones con un moderador". ^[15] El programa alemán, que había sido mucho menos avanzado, nunca había considerado siquiera la opción del plutonio y no descubrió un método factible de separación de isótopos a gran escala en el uranio.

Después del éxito del Proyecto Manhattan, todos los principales programas de armas nucleares han dependido de neutrones rápidos en sus diseños de armas. La notable excepción son las explosiones de prueba de Ruth y Ray de la Operación Upshot-Knothole . El objetivo de los diseños del Laboratorio de Radiación de la Universidad de California (UCRL) era la exploración de la carga de polietileno deuterado que contenía uranio ^{[16] : capítulo 15} como un combustible termonuclear candidato, ^{[17] : 203} con la esperanza de que el deuterio se fusionara (convirtiéndose en un medio activo) si se comprimía adecuadamente. Si tenían éxito, los dispositivos también podrían conducir a un primario compacto que contuviera una cantidad mínima de material fisionable y fuera lo suficientemente potente como para encender RAMROD ^{[17] : 149} un arma termonuclear diseñada por el UCRL en ese momento. Para un primario de "hidruro", el grado de compresión no haría que el deuterio se fusionara, pero el diseño podría someterse a un refuerzo, lo que aumentaría considerablemente el rendimiento. ^{[18] : 258} Los núcleos consistían en una mezcla de deuteruro de uranio (UD ₃ ), ^{[17] : 202} y polietileno deuterado. El núcleo probado en Ray utilizó uranio poco enriquecido en U ²³⁵ , y en ambos disparos el deuterio actuó como moderador de neutrones. ^{[18] : 260} El rendimiento previsto fue de 1,5 a 3 kt para Ruth (con un rendimiento potencial máximo de 20 kt ^{[19] : 96} ) y de 0,5-1 kt para Ray . Las pruebas produjeron rendimientos de 200 toneladas de TNT cada una; ambas pruebas se consideraron un fracaso . ^{[12] [13]}

Un efecto secundario de utilizar un moderador en un explosivo nuclear es que, a medida que avanza la reacción en cadena, el moderador se calentará, perdiendo así su capacidad de enfriar los neutrones. Otro efecto de la moderación es que aumenta el tiempo entre las generaciones de neutrones posteriores, lo que ralentiza la reacción. Esto hace que la contención de la explosión sea un problema; la inercia que se utiliza para confinar las bombas de tipo implosión no podrá confinar la reacción. El resultado puede ser un fracaso. El poder explosivo de una explosión totalmente moderada es, por tanto, limitado; en el peor de los casos, puede ser igual al de un explosivo químico de masa similar. Según Heisenberg: "Nunca se puede fabricar un explosivo con neutrones lentos, ni siquiera con la máquina de agua pesada, ya que entonces los neutrones solo van a velocidad térmica, con el resultado de que la reacción es tan lenta que la cosa explota antes, antes de que la reacción se complete". ^[20] Si bien una bomba nuclear que funcione con neutrones térmicos puede ser poco práctica, los diseños de armas modernas aún pueden beneficiarse de cierto nivel de moderación. Un manipulador de berilio utilizado como reflector de neutrones actuará como moderador. ^{[21] [22]}

• Hidrógeno, como en el "agua ligera" común. Como el protio también tiene una sección transversal significativa para la captura de neutrones, solo es posible una moderación limitada sin perder demasiados neutrones. Los neutrones menos moderados tienen relativamente más probabilidades de ser capturados por el uranio-238 y menos probabilidades de fisionar el uranio-235, por lo que los reactores de agua ligera requieren uranio enriquecido para funcionar.
  • También hay propuestas para utilizar el compuesto formado por la reacción química del uranio metálico y el hidrógeno ( hidruro de uranio —UH ₃ ) como una combinación de combustible y moderador en un nuevo tipo de reactor .
  • El hidrógeno también se utiliza en forma de metano líquido criogénico y, a veces, hidrógeno líquido como fuente de neutrones fríos en algunos reactores de investigación , lo que produce una distribución de Maxwell-Boltzmann para los neutrones cuyo máximo se desplaza a energías mucho más bajas.
  • El hidrógeno combinado con carbono, como en la cera de parafina, se utilizó en algunos de los primeros experimentos alemanes.
• Deuterio, en forma de agua pesada , en reactores de agua pesada, por ejemplo CANDU. Los reactores moderados con agua pesada pueden utilizar uranio natural no enriquecido .
• Carbono, en forma de grafito de grado reactor ^[7] o carbono pirolítico, utilizado, por ejemplo, en reactores RBMK y de lecho de guijarros, o en compuestos, por ejemplo, dióxido de carbono . Como el dióxido de carbono contiene el doble de átomos de oxígeno que de átomos de carbono y ambos tienen efectos moderadores y de absorción de neutrones en un rango similar (véase más arriba), una parte significativa de la moderación en un reactor moderado por dióxido de carbono (aún por construir) provendría en realidad del oxígeno. Los reactores de menor temperatura son susceptibles a la acumulación de energía de Wigner en el material. Al igual que los reactores moderados con deuterio, algunos de estos reactores pueden utilizar uranio natural no enriquecido.
  • En algunos reactores de investigación también se permite calentar deliberadamente el grafito a alrededor de 2000 K o más para producir una fuente de neutrones calientes: lo que da una distribución de Maxwell-Boltzmann cuyo máximo se extiende para generar neutrones de mayor energía.
• Berilio, en forma de metal. El berilio es caro y tóxico, por lo que su uso es limitado. El berilio se utilizó en el reactor S2G . ^{[23] [24]}
• Litio -7, en forma de sal de fluoruro de litio , generalmente en combinación con sal de fluoruro de berilio ( FLiBe ). Este es el tipo de moderador más común en un reactor de sal fundida .

Otros materiales con núcleos ligeros no son adecuados por diversas razones. El helio es un gas y requiere un diseño especial para lograr una densidad suficiente; el litio -6 y el boro -10 absorben neutrones.

• Manual de fundamentos del DOE: Física nuclear y teoría de reactores. Vol. 2 (DOE-HDBK-1019/2-93) (PDF) . Departamento de Energía de los Estados Unidos . Enero de 1993. Archivado desde el original (PDF) el 3 de diciembre de 2013 . Consultado el 29 de noviembre de 2013 .