Hispanopedia Wiki
Articulo de referencia

Criticidad inmediata

En ingeniería nuclear , la criticidad instantánea es el estado crítico (en el que una reacción nuclear en cadena se autosostenía) que se alcanza únicamente con neutrones instant...

Hispanopedia WikiContenido en espanolLectura gratuita

En ingeniería nuclear , la criticidad instantánea es el estado crítico (en el que una reacción nuclear en cadena se autosostenía) que se alcanza únicamente con neutrones instantáneos (sin la intervención de neutrones retardados ). Como resultado, la supercriticidad instantánea provoca un aumento mucho más rápido en la tasa de liberación de energía que otras formas de criticidad. Las armas nucleares se basan en la criticidad instantánea, mientras que los reactores nucleares dependen de neutrones retardados o neutrones externos para alcanzar la criticidad.

Criticidad

Un conjunto es crítico si cada evento de fisión causa, en promedio, exactamente un evento adicional de este tipo en una cadena continua. Dicha cadena es una reacción en cadena de fisión autosostenible . Cuando un átomo de uranio -235 (U-235) experimenta fisión nuclear , normalmente libera entre uno y siete neutrones (con un promedio de 2,4). En esta situación, un conjunto es crítico si cada neutrón liberado tiene una probabilidad de 1 / 2,4 = 0,42 = 42  % de causar otro evento de fisión en lugar de ser absorbido por un evento de captura no fisionable o escapar del núcleo fisionable.

El número promedio de neutrones que provocan nuevos eventos de fisión se denomina factor de multiplicación de neutrones efectivo , que se suele representar con los símbolos k-efectivo , k-eff o k . Cuando k-efectivo es igual a 1, el sistema se denomina crítico; si k-efectivo es menor que 1, se dice que el sistema es subcrítico; y si k-efectivo es mayor que 1, se denomina supercrítico.

Crítico versus crítico inmediato

En un conjunto supercrítico, el número de fisiones por unidad de tiempo, N , junto con la producción de energía, aumenta exponencialmente con el tiempo. La velocidad de este crecimiento depende del tiempo promedio, T , que tardan los neutrones liberados en un evento de fisión en provocar otra fisión. La tasa de crecimiento de la reacción viene dada por:

norte(t)=norte0ktT{\displaystyle N(t)=N_{0}k^{\frac {t}{T}}\,}

La mayoría de los neutrones liberados por un evento de fisión son los que se liberan durante la fisión misma. Estos se denominan neutrones rápidos y chocan con otros núcleos, provocando fisiones adicionales en cuestión de nanosegundos (un intervalo de tiempo promedio utilizado por los científicos del Proyecto Manhattan era de un s , o 10  ns). Una pequeña fuente adicional de neutrones son los productos de fisión . Algunos de los núcleos resultantes de la fisión son isótopos radiactivos con vidas medias cortas , y las reacciones nucleares entre ellos liberan neutrones adicionales tras un largo retraso de hasta varios minutos después del evento de fisión inicial. Estos neutrones, que en promedio representan menos del uno por ciento del total de neutrones liberados por la fisión, se denominan neutrones retardados. La escala de tiempo relativamente lenta en la que aparecen los neutrones retardados es un aspecto importante para el diseño de reactores nucleares, ya que permite controlar el nivel de potencia del reactor mediante el movimiento mecánico gradual de las barras de control. Por lo general, las barras de control contienen venenos neutrónicos (sustancias, como el boro o el hafnio , que capturan neutrones fácilmente sin producir ninguno adicional) para modificar la constante de velocidad k efectiva . Con la excepción de los reactores pulsados ​​experimentales, los reactores nucleares están diseñados para operar en modo de criticidad retardada y cuentan con sistemas de seguridad para evitar que alcancen la criticidad inmediata.

Diagrama que explica los tipos de criticidad.kmiFF{\displaystyle k_{\mathrm {eff} }}es el factor de multiplicación de neutrones efectivo .

En un sistema de criticidad retardada , los neutrones retardados son necesarios para que k-efectivo sea mayor que uno. Por lo tanto, el tiempo entre generaciones sucesivas de la reacción, T , está determinado principalmente por el tiempo que tardan en liberarse los neutrones retardados, del orden de segundos o minutos. En consecuencia, la reacción aumentará lentamente, con una constante de tiempo larga. Esta lentitud permite controlar la reacción mediante sistemas de control electromecánicos , como las barras de control , y, por lo tanto, todos los reactores nucleares están diseñados para operar en el régimen de criticidad retardada.

En cambio, se dice que un conjunto crítico es rápidamente crítico si es crítico ( k  =  1 ) sin ninguna contribución de neutrones retardados , y rápidamente supercrítico si es supercrítico (la tasa de fisión crece exponencialmente, k  >  1 ) sin ninguna contribución de neutrones retardados. En este caso, el tiempo entre generaciones sucesivas de la reacción, T , está limitado únicamente por la tasa de fisión de los neutrones rápidos, y el aumento de la reacción será extremadamente rápido, provocando una liberación rápida de energía en pocos milisegundos. Los conjuntos rápidamente críticos se crean intencionadamente en armas nucleares y en algunos experimentos de investigación especialmente diseñados.

La diferencia entre un neutrón instantáneo y un neutrón retardado radica en la fuente desde la que se libera el neutrón al reactor. Una vez liberados, los neutrones no presentan diferencias, salvo la energía o la velocidad que se les ha impartido. Un arma nuclear depende en gran medida de la supercriticidad instantánea (para producir una alta potencia máxima en una fracción de segundo), mientras que los reactores nucleares utilizan la criticidad retardada para producir niveles de potencia controlables durante meses o años.

reactores nucleares

Para iniciar una reacción de fisión controlable, el conjunto debe ser crítico retardado. En otras palabras, k debe ser mayor que 1 (supercrítico) sin sobrepasar el umbral crítico inmediato. En los reactores nucleares, esto es posible gracias a los neutrones retardados. Dado que transcurre cierto tiempo antes de que estos neutrones se emitan tras un evento de fisión, es posible controlar la reacción nuclear mediante barras de control.

Un reactor de potencia constante (estado estacionario) se opera de forma que alcanza la criticidad debido a los neutrones retardados, pero no la alcanzaría sin su contribución. Durante un aumento gradual y controlado de la potencia del reactor, este se encuentra en estado supercrítico retardado. El incremento exponencial de la actividad del reactor es lo suficientemente lento como para permitir el control del factor de criticidad, k , mediante la inserción o extracción de barras de material absorbente de neutrones. Mediante el control preciso del movimiento de las barras, es posible lograr un núcleo de reactor supercrítico sin alcanzar un estado crítico inmediato peligroso.

Una vez que una central nuclear opera a su nivel de potencia objetivo o de diseño, puede mantenerse en funcionamiento durante largos períodos de tiempo.

Accidentes críticos inmediatos

Los reactores nucleares pueden ser susceptibles a accidentes de criticidad inmediata si se produce un gran aumento de la reactividad (o k-efectivo ), por ejemplo, tras un fallo en sus sistemas de control y seguridad. El rápido e incontrolable aumento de la potencia del reactor en condiciones de criticidad inmediata puede dañar irreparablemente el reactor y, en casos extremos, puede provocar una fuga en su contención. Los sistemas de seguridad de los reactores nucleares están diseñados para prevenir la criticidad inmediata y, como medida de protección en profundidad , las estructuras del reactor también proporcionan múltiples capas de contención como precaución contra cualquier liberación accidental de productos de fisión radiactivos .

Con la excepción de los reactores de investigación y experimentales, se cree que solo un pequeño número de accidentes de reactores alcanzaron la criticidad inmediata, como por ejemplo Chernobyl #4 , el SL-1 del Ejército de EE. UU. y el submarino soviético K-431 . En todos estos casos, el aumento incontrolado de potencia fue suficiente para provocar una explosión que destruyó el reactor y liberó productos de fisión radiactivos a la atmósfera.

En Chernóbil, en 1986, se llevó a cabo un procedimiento de prueba que requirió cortar la energía a la mitad de las bombas de refrigerante del reactor. [ 1 ] Esta prueba, en combinación con un efecto de parada de emergencia positivo poco comprendido , resultó en un sobrecalentamiento peligroso del núcleo del reactor. Esto provocó la ruptura de los elementos combustibles y las tuberías de agua, la vaporización del agua, una explosión de vapor y un incendio de grafito. Los niveles de potencia estimados antes del incidente sugieren que operaba a más de 30 GW, diez veces su potencia térmica máxima de 3 GW. La tapa de 2000 toneladas de la cámara del reactor se levantó por la explosión de vapor. Dado que el reactor no fue diseñado con un edificio de contención capaz de contener esta explosión catastrófica, el accidente liberó grandes cantidades de material radiactivo al medio ambiente.

En los otros dos incidentes, los reactores fallaron debido a errores durante una parada de mantenimiento que implicó la extracción rápida e incontrolada de al menos una barra de control. El SL-1 era un reactor prototipo destinado al uso del Ejército de los EE. UU. en ubicaciones polares remotas. En la planta SL-1 en 1961, el reactor pasó de estar apagado a un estado crítico inmediato al extraer manualmente la barra de control central demasiado. A medida que el agua en el núcleo se convertía rápidamente en vapor y se expandía (en solo unos pocos milisegundos), el recipiente del reactor de 26 000 libras (12 000 kg) saltó 9 pies 1 pulgada (2,77 m) , dejando marcas en el techo. [ 2 ] [ 3 ] Los tres hombres que realizaban el procedimiento de mantenimiento murieron a causa de las heridas. Se liberaron 1100 curies de productos de fisión cuando partes del núcleo fueron expulsadas. Se tardaron 2 años en investigar el accidente y limpiar el sitio. La reactividad inmediata excesiva del núcleo del SL-1 se calculó en un informe de 1962: [ 4 ]    

La fracción de neutrones retardados del SL-1 es del 0,70 %. La evidencia concluyente reveló que la excursión del SL-1 fue causada por la extracción parcial de la barra de control central. Se estimó que la reactividad asociada con la extracción de 20 pulgadas de esta barra era del 2,4 % δk/k, lo cual fue suficiente para inducir criticidad inmediata y colocar al reactor en un período de 4 milisegundos.

En el accidente del reactor K-431 , diez personas perdieron la vida durante una operación de recarga de combustible. La explosión del K-431 destruyó las salas de máquinas adyacentes y perforó el casco del submarino. En ambas catástrofes, los reactores pasaron de estar completamente apagados a alcanzar niveles de potencia extremadamente altos en una fracción de segundo, sufriendo daños irreparables.

Lista de excursiones críticas accidentales

Diversos reactores de investigación y ensayos han examinado específicamente el funcionamiento de una planta de reactor crítico inmediato. Los experimentos CRAC , KEWB , SPERT-I , Godiva y BORAX contribuyeron a esta investigación. Sin embargo, también se han producido numerosos accidentes, principalmente durante la investigación y el procesamiento del combustible nuclear. SL-1 constituye una notable excepción.

La siguiente lista de excursiones de potencia crítica inmediatas está adaptada de un informe presentado en 2000 por un equipo de científicos nucleares estadounidenses y rusos que estudiaron accidentes de criticidad , publicado por el Laboratorio Científico de Los Alamos, lugar donde ocurrieron muchas de las excursiones. [ 5 ] Una excursión de potencia típica es de aproximadamente 1 × 10 17 fisiones.

armas nucleares

En el diseño de armas nucleares , en cambio, lograr la criticidad inmediata es esencial. De hecho, uno de los problemas de diseño a superar en la construcción de una bomba es comprimir los materiales fisionables lo suficiente como para alcanzar la criticidad inmediata antes de que la reacción en cadena tenga la oportunidad de producir la energía suficiente para que el núcleo se expanda demasiado. Por lo tanto, un buen diseño de bomba debe ganar la carrera hacia un núcleo denso y de criticidad inmediata antes de que una reacción en cadena menos potente desintegre el núcleo sin permitir que una cantidad significativa de combustible se fisione (lo que se conoce como fizzle ). Esto generalmente significa que las bombas nucleares requieren una atención especial a la forma en que se ensambla el núcleo, como el método de implosión inventado por Richard C. Tolman , Robert Serber y otros científicos de la Universidad de California, Berkeley en 1942.

Véase también

  1. ↑ "INSAG-7: El accidente de Chernóbil: Actualización de INSAG-1" ( PDF ). OIEA. 1992.
  2. ↑ Tucker, Todd (2009). Atomic America: How a Deadly Explosion and a Feared Admiral Changed the Course of Nuclear History . Nueva York: Free Press. ISBN 978-1-4165-4433-3.Ver resumen:Archivado el 21 de julio de 2011 en la Wayback Machine.
  3. ↑ Stacy, Susan M. (2000). «Capítulo 15: El incidente SL-1» (PDF) . Demostrando el principio: Historia del Laboratorio Nacional de Ingeniería y Medio Ambiente de Idaho, 1949-1999 . Departamento de Energía de EE. UU. , Oficina de Operaciones de Idaho. págs. 138-149 . ISBN  978-0-16-059185-3. Archivado (PDF) del original el 29 de diciembre de 2016. Recuperado el 8 de septiembre de 2015 .
  4. ↑ IDO-19313 Archivado el 27 de septiembre de 2011 en Wayback Machine Análisis adicional de la excursión SL-1, Informe final de progreso de julio a octubre de 1962 , noviembre de 1962.
  5. ^ Una revisión de los accidentes de criticidad , Laboratorio Nacional de Los Alamos, LA-13638, mayo de 2000. Thomas P. McLaughlin, Shean P. Monahan, Norman L. Pruvost, Vladimir V. Frolov, Boris G. Ryazanov y Victor I. Sviridov.
* "Energía nuclear: principios" , Departamento de Física, Facultad de Ciencias, Universidad de Mansoura, Mansoura, Egipto; aparentemente extraído de notas del Departamento de Ingeniería Mecánica de la Universidad de Washington; a su vez aparentemente resumido de Bodansky, D. (1996), Energía nuclear: principios, prácticas y perspectivas , AIP

Lecturas adicionales

  • Manual de Fundamentos del DOE, Instrumentación y Control , Volumen 2 de 2. DOE-HDBK-1013/2-92 (junio de 1992).