6.CONCEPTOS BÁSICOS DE FISIÓN NUCLEAR 6.1 ECONOMÍA DEL NEUTRÓN En el proceso de fisión nuclear, la energía se libera como resultado de la división de un núcleo pesado original en dos o más fragmentos de fisión. Los ejemplos de tales nucleidos pesados incluyen U235, Pu239, Am242m y otros. Aunque son posibles las fracciones ternarias, los eventos binarios dominan en las distribuciones de partículas secundarias donde se forman dos fragmentos de fisión. Los eventos de fisión nuclear pueden ser inducidos por colisiones de núcleos pesados con partículas elementales, e.g fisiones inducidas por neutrones. En los eventos de fisión inducidos por neutrones, las colisiones de neutrones con núcleos pesados conducen a la formación de núcleos compuestos. Los núcleos compuestos inestables liberan su energía de excitación a través de varios canales, incluidos los eventos de fisión. A medida que aumenta el peso atómico, aumentan las posibilidades de eventos de fisión espontánea, aunque las emisiones de partículas α generalmente dominan para la mayoría de los nucleidos radiactivos. Un grupo seleccionado de nucleidos pesados, incluyendo Pu241, Cm250 y Bk249, se descompone a través de las emisiones de partículas β. La reacción energética se rige por la energía de unión por nucleón. Para los nucleidos fisionables, como U233, U235, Pu239, Pu241, las energías de neutrones deben superar las energías de umbral de reacción. Los eventos de captura de neutrones por tales nucleidos fisionables de umbral inician cadenas de transmutación, que conducen a nucleidos fisionables, por ejemplo, cadenas de conversión de U-Pu Los rendimientos de partículas de las reacciones de fisión inducidas por neutrones consisten en fragmentos de fisión ligera, neutrones y otros tipos de partículas y radiaciones. Estos neutrones secundarios crean una cadena de eventos de fisión, reacción en cadena de fisión. La reacción en cadena de fisión se puede controlar manejando la absorción y dispersión de neutrones como se muestra en la Figura 6.1. La economía de neutrones en un sistema de reactor puede manejarse maximizando las probabilidades de moderación de neutrones y eventos de fisión y minimizando la absorción de neutrones parásitos. Los factores que limitan la optimización de la economía de neutrones son el requisito de controlabilidad y seguridad, economía y rendimiento. Hoy, a gran escala, la energía de fisión se recupera con éxito en reactores de fisión nuclear y se convierte en energía térmica que luego se transforma en electricidad o se utiliza directamente en procesos de calor. Los dispositivos hechos por el hombre aprovechan las reacciones de fisión inducidas por neutrones y las fisiones espontáneas. 6.2 ENFOQUES DE COMBUSTIBLE NUCLEAR La probabilidad de que la captura de neutrones conduzca a la fisión es mayor para los neutrones lentos que para los neutrones rápidos. Por lo tanto, los reactores más comunes son reactores "térmicos", es decir, utilizan las secciones transversales térmicas más altas. El combustible natural es el isótopo fisionable de uranio —U235. Como resultado, la mayoría de los reactores nucleares utilizan este nucleido como combustible. Los combustibles alternativos incluyen U233 (nucleido fisionable producido a partir de Th232) y Pu239 (nucleido fisionable producido a partir de U238). El mejor moderador tiene alta eficiencia de moderación, baja absorción de neutrones, alta resistencia a la radiación y la corrosión, y bajo costo. Los moderadores en reactores de potencia comerciales son grafito, agua ordinaria y agua pesada. El uranio natural se compone de 0.7% de U235 y 99.3% de U238. Esta fracción de U235 fisible es demasiado baja para mantener una reacción en cadena de fisión en combinación con la mayoría de los materiales moderadores de neutrones. Para lograr la criticidad, se debe aumentar la probabilidad de fisión aumentando la fracción fisible (enriquecimiento) o se debe mejorar la efectividad del moderador facilitando el neutrón, disminuyendo la velocidad y reduciendo las posibilidades de absorción de neutrones parásitos. Algunos diseños de reactores, PWR, BWR, HTR, usan combustible enriquecido en combinación con moderadores económicos como el agua ordinaria y el grafito. Otros diseños, como CANDU, aprovechan el uranio natural en combinación con agua más cara, pero mejor como moderadora. Las fisiones rápidas en U238 contribuyen aproximadamente del 3 al 4% al proceso de fisión en un reactor térmico típico. Como se mencionó anteriormente, parte del fértil U238 se convierte en Pu239 fisionable. El material de combustible nuclear más utilizado es el dióxido de uranio con diversos enriquecimientos en U235. Algunos diseños modernos usan combustibles de óxido mixto que contienen plutonio en sus cargas de combustible fresco. 6.3 POTENCIA DEL REACTOR, QUEMADO DE COMBUSTIBLE Y CONSUMO DE COMBUSTIBLE Cuando se irradia combustible, se produce una disminución neta de átomos pesados debido a la fisión y se dice que el combustible se quema o se agota. El término quemado se usa como la medida de la energía obtenida del combustible quemado o la fracción de combustible que se ha fisionado (es decir, quemado). Las dos unidades más utilizadas para informar el consumo de combustible son 𝑀𝑊𝑑 𝐾𝑔.𝐻.𝑀 𝑀𝑊𝑑 𝐾𝑔.𝐻.𝑀 𝑦 𝑎𝑡𝑜𝑚𝑜 % ; mide la energía obtenida de la irradiación de combustible: La vida útil del combustible en un reactor está indicada por la combustión, esta es una medida de la cantidad total de energía térmica generada por unidad de cantidad de átomos pesados cargados en el núcleo, 𝐵̿𝑅 ( 𝑃𝑅 (𝑀𝑊). 𝑇𝑓 (𝑑) 𝑀𝑊𝑑 )= 𝐾𝑔. 𝐻. 𝑀 𝑚(𝑘𝑔. 𝐻. 𝑀) Esta es la liberación de energía de fisión por unidad de masa de combustible. Cuando se informa el quemado en MWd / kg H.M., la masa de combustible en el denominador incluye solo los átomos pesados cargados inicialmente (metal pesado (H.M.)). No incluye el oxígeno en el combustible de óxido. La masa de combustible de óxido m (kg de óxido) (si se usa) debe multiplicarse por la relación del peso atómico total de los átomos pesados de combustible M (HM) con el peso molecular del combustible de óxido M (combustible de óxido), para obtener el pesado átomo de masa m (kg H.M) para usar en el cálculo de la combustión: 𝑚(𝐾𝑔 𝐻. 𝑀. ) = 𝑚(𝑘𝑔 𝑑𝑒 𝑜𝑥𝑖𝑑𝑜). 𝑀(𝐻. 𝑀) 𝑀(𝐶𝑜𝑚𝑏𝑢𝑠𝑡𝑖𝑏𝑙𝑒 𝑑𝑒 ó𝑥𝑖𝑑𝑜) Al calcular el quemado, se debe tener cuidado de distinguir entre el tiempo cronológico TR y el tiempo a la potencia nominal, Tf. El tiempo a la potencia nominal, Tf, es el producto de un factor de carga (o factor de capacidad) f y un tiempo cronológico TR. El factor de carga f es la fracción de la unidad de tiempo cronológica durante la cual el reactor funciona al nivel de potencia térmica PR: 𝑇𝑖𝑒𝑚𝑝𝑜 𝑎 𝑝𝑜𝑡𝑒𝑛𝑐𝑖𝑎 𝑛𝑜𝑚𝑖𝑛𝑎𝑙 = 𝑇𝑓 = 𝑓. 𝑇𝑅 El tiempo de operación del reactor entre dos recargas de núcleo se llama intervalo de reabastecimiento de combustible TR. El proceso de irradiación de combustible comienza en el momento del arranque del reactor después del reabastecimiento de combustible y finaliza cuando el reactor se apaga para el reabastecimiento de combustible posterior. El intervalo de repostaje TR se da en tiempo cronológico. Por lo tanto, el consumo promedio de combustible, B¯R (MWd / kg H.M.), durante el intervalo de repostaje TR es 𝑀𝑊𝑑 𝐵̿𝑅 ( )= 𝐾𝑔. 𝐻. 𝑀 𝑃𝑅 (𝑀𝑊). 𝑓. 𝑇𝑅 (𝑑) 𝑀(𝐻. 𝑀) 𝑚(𝑘𝑔 𝑑𝑒 𝑂𝑥𝑖𝑑𝑜). 𝑀(𝐶𝑜𝑚𝑏𝑢𝑠𝑡𝑖𝑏𝑙𝑒 𝑑𝑒 ó𝑥𝑖𝑑𝑜) El % del átomo mide la fracción de átomos pesados en el combustible que se somete a fisión. Las dos unidades de quemado están relacionadas entre sí; La relación del valor de energía específico, 𝐵̿R (MWd / kg H.M.), al valor de porcentaje de fisión, 𝐵̿R (% de átomo), es: 𝑀𝑊𝑑 𝑀𝑊𝑑 𝐵̿𝑅 ( ) 𝐵̿𝑅 ( ) 𝐾𝑔. 𝐻. 𝑀 𝐾𝑔. 𝐻. 𝑀 = 𝐵̿𝑅 (% de átomo) 𝐵̿ ( (% 𝑓𝑖𝑠𝑖𝑜𝑛𝑒𝑠 ) 𝑅 𝑎𝑡𝑜𝑚𝑜𝑠 𝐻. 𝑀 𝑎𝑡𝑜𝑚𝑜𝑠 𝐻. 𝑀 ) 𝑘𝑔 − 𝑚𝑜𝑙. 𝐻. 𝑀. = 𝑓𝑖𝑠𝑖𝑜𝑛𝑒𝑠 % [ 100. ( ) ∗ 2.9𝑥1016 . ( ) 𝑀𝑊. 𝑠 𝑎𝑏𝑠𝑜𝑙𝑢𝑡𝑜 6.023𝑥1026 . ( 𝑠 𝑘𝑔 𝐻.𝑀. ∗ 0.864𝑥105 . (𝑑) 238 ∗ (𝑘𝑔−𝑚𝑜𝑙.𝐻.𝑀.)] = 10 6.4 CONSIDERACIONES DEL REACTOR DE FISIÓN El objetivo principal en el diseño y operación de un reactor nuclear es la utilización de la energía liberada por una reacción en cadena controlada de eventos de fisión nuclear mantenidos dentro del núcleo del reactor. Dado que se liberan de 2 a 3 neutrones en cada reacción de fisión inducida por neutrones, la probabilidad de una reacción sostenida en cadena de neutrones es obvia. En el entorno adecuado de material fisionable, estos neutrones de fisión son capaces de inducir nuevas fisiones con la liberación de más neutrones, y así sucesivamente. Esta secuencia de eventos se conoce como una reacción en cadena y es el proceso por el cual la energía nuclear se utiliza en aplicaciones prácticas. Un reactor nuclear es un dispositivo en el que las cosas están tan dispuestas que puede producirse una reacción en cadena de fisión autosostenida de manera controlada. La condición requerida para una reacción en cadena estable y autosuficiente en un reactor nuclear es que se debe producir exactamente un neutrón por fisión, que finalmente logra inducir otra fisión. En otras palabras, una fisión debe conducir a otra, y si este es el caso, el número de fisiones que ocurren por unidad de tiempo dentro del sistema será constante. Si, por otro lado, cada fisión finalmente conduce a más de una fisión, la tasa de fisión aumentará con el tiempo y, por el contrario, disminuirá con el tiempo si ocurre menos de una fisión adicional por fisión. Hay competencia por los neutrones de fisión: Eventos de captura de neutrones radiactivos (n, γ): Algunos serán absorbidos en los nucleidos de combustible como eventos de captura radiativa (n, γ) en lugar de eventos de fisión (n, F). Desaparición de neuronas debido a la absorción sin combustible: Algunos serán absorbidos por los nucleidos sin combustible y desaparecerán. Fuga de neutrones: algunos se saldrán del sistema. Los eventos de dispersión elásticos e inelásticos, (n, n) y (n, n /), no cambian una población de neutrones porque en ambos casos el neutrón disperso permanece en el sistema y aún puede causar un evento de fisión (n, F). Sin embargo, los eventos de dispersión inelástica (n, n /) pueden cambiar las energías de neutrones y, por lo tanto, afectan las probabilidades relativas de los próximos eventos de fisión. La configuración del reactor nuclear se llama crítica si mantiene el proceso de cadena de fisión en estado estable, que es el equilibrio estable entre las reacciones de fisión (producción de neutrones) y la captura y fuga de neutrones (desaparición de neutrones). El factor de multiplicación se define como la relación entre el número de fisión en una generación y el número de fisión en la generación inmediatamente anterior. Cuando este factor es exactamente igual a la unidad, el número de fisión en cada generación siguiente, es una constante, y una reacción en cadena iniciada en el sistema continuará a una velocidad constante. Tal sistema se dice que es crítico. Si el factor de multiplicación es mayor que la unidad, el número de fisión aumenta con cada generación siguiente. En este caso, la reacción en cadena diverge y se dice que el reactor es supercrítico. Finalmente, si el factor de multiplicación es menor que la unidad, la reacción en cadena finalmente se extingue, y el sistema se llama subcrítico. 𝑃(𝑡) 𝑘≡ →∫ 𝐿(𝑡) 𝐶𝑜𝑛𝑓𝑖𝑔𝑢𝑟𝑎𝑐𝑖ó𝑛 𝑠𝑢𝑏𝑐𝑟í𝑡𝑖𝑐𝑎: 𝑘 < 1 𝐶𝑜𝑛𝑓𝑖𝑔𝑢𝑎𝑐𝑖𝑜𝑛 𝑐𝑟𝑖𝑡𝑖𝑐𝑎: 𝑘 = 1 𝐶𝑜𝑛𝑓𝑖𝑔𝑢𝑟𝑎𝑐𝑖𝑜𝑛 𝑠𝑢𝑝𝑒𝑟𝑐𝑟𝑖𝑡𝑖𝑐𝑎: 𝑘 > 1 donde se señala explícitamente que las tasas de producción P (t) y pérdida L (t) pueden cambiar con el tiempo. Para mantener una reacción en cadena autosostenida en un reactor, se debe establecer un equilibrio cuidadoso entre la velocidad a la que se producen los neutrones en el sistema y la velocidad a la que desaparecen. Los neutrones desaparecen de dos maneras: se escapan de la superficie del reactor o se absorben dentro de su interior. Las velocidades a las que se producen fugas y absorción de neutrones se rigen por el tamaño y la composición del sistema. Un reactor se volverá supercrítico o subcrítico si sus propiedades cambian de tal manera que su factor de multiplicación se vuelva diferente de la unidad. Estos cambios pueden ocurrir de varias maneras: a. Quemado de combustible: el material fisionable cargado inicialmente se consume en un reactor en funcionamiento a una velocidad proporcional a la potencia del sistema. Si están presentes materiales fértiles, como Th232 o U238, se producirán (y también se consumirán) núcleos fisibles a tiempo. Por lo tanto, la composición del combustible cambia con el tiempo, y este efecto naturalmente tiene un impacto en el factor de multiplicación. b. acumulación y descomposición del producto: algunos de los productos de fisión son fuertes absorbentes de neutrones y pueden aumentar sustancialmente la sección transversal de absorción de una composición. c. Variaciones de temperatura: muchos parámetros del reactor dependen de la temperatura y, por lo tanto, el factor de multiplicación de un reactor también depende de la temperatura. La temperatura del reactor, sin embargo, generalmente es una función de la potencia operativa del reactor, y los cambios en el nivel de potencia pueden conducir a cambios en la criticidad del sistema. d. La reactividad cambia debido al movimiento de las barras de control u otros cambios geométricos y materiales dentro del reactor. La mayoría de los reactores están controlados por varillas móviles de material absorbente de neutrones que se insertan en sus interiores. El movimiento de estas barras de control cambia las características de absorción del reactor, y esto cambia el factor de multiplicación. e. Cambios ambientales: algunos reactores están acoplados y, por lo tanto, se ven afectados por cambios en su entorno. f. Accidentes: Los eventos imprevistos pueden cambiar repentinamente las propiedades y la criticidad de un reactor. Cada uno de estos fenómenos se caracteriza por una constante de tiempo diferente. Los resultados de los cambios de reactividad suelen ser transitorios con una constante de tiempo determinada por la vida útil de los neutrones rápidos y retardados en el reactor. Los efectos de reactividad del agotamiento del combustible deben compensarse para mantener la criticidad durante el ciclo de combustión del combustible • Los principales elementos compensadores son las barras de control, que pueden insertarse para compensar los efectos de reactividad de agotamiento positivo y retirarse para compensar los efectos de reactividad de agotamiento negativo. • El ajuste de la concentración de un absorbente de neutrones (boro) en el refrigerante de agua es otro método utilizado para compensar los efectos de reactividad de agotamiento de combustible. • Los venenos quemables (B, Cd, Er, Gd) ubicados en la red de combustible, que se agotan con el tiempo, pueden usarse para compensar los efectos de reactividad negativos del agotamiento del combustible. El agotamiento del combustible y las acciones de control de compensación afectan la distribución de energía del reactor durante la vida útil del combustible en el núcleo. El agotamiento del combustible será mayor donde el poder es mayor. El efecto inicial de reactividad positiva del agotamiento mejorará el pico de potencia. En momentos posteriores, los efectos de reactividad negativa harán que el poder se aleje a regiones con mayor multiplicación de neutrones. En general, el efecto de agotamiento de combustible es aplanar la distribución de energía porque las regiones de alta potencia se agotan más rápidamente. La gestión central se ocupa de los esquemas de carga (y descarga) de combustible y, en cierta medida, con control de reactividad. La gestión central tiene dos objetivos principales: • Aumentar la quema del combustible, mejorando así su utilización. • Para lograr una distribución de energía térmica más uniforme en el núcleo, facilitando así la eliminación del calor. La gestión eficiente del núcleo básicamente implica el uso de combustible con diferentes grados de enriquecimiento (contenido fisible) distribuido en el núcleo de modo que el enriquecimiento sea alto donde el flujo de neutrones sea bajo, y viceversa. La distribución de energía térmica, que está relacionada con el producto del enriquecimiento y el flujo de neutrones, se "aplana". Otro requisito en la gestión del núcleo es minimizar el tiempo de inactividad mientras el reactor se reabastece de combustible y no genera energía. El combustible puede cargarse en reactores nucleares de forma continua o por lotes. En la carga de lotes, una fracción del combustible irradiado se reemplaza por un nuevo lote de combustible en paradas periódicas para repostar. Si se reemplaza un tercio del combustible, habría tres lotes de combustible en el reactor, cada uno con su historial de irradiación por separado. En general, el intervalo de reabastecimiento de combustible es de un año, principalmente porque es conveniente para los servicios públicos. Los fenómenos dependientes del tiempo incluyen cambios en la población de neutrones (flujo de neutrones), así como cambios relacionados causalmente en el sistema del reactor, es decir, composición, temperatura. La relación entre la población de neutrones (flujo de neutrones) y el sistema del reactor físico (composición, temperatura, etc.) puede ocurrir en cualquier dirección; es decir, los cambios en la composición o la temperatura del sistema pueden causar un cambio en el flujo, o los cambios en el flujo pueden alterar la composición o la temperatura y, por lo tanto, las características de densidad y absorción del sistema. Si los cambios en el flujo causan cambios en el reactor y estos cambios posteriormente "actúan" sobre el flujo, el fenómeno se llama "retroalimentación". La energía y las reacciones nucleares que ocurren durante la operación de un reactor nuclear cambian las propiedades del material del núcleo y por lo tanto el factor de multiplicación. Este cambio en la reactividad del reactor se llama reactividad de retroalimentación. La retroalimentación de reactividad se llama "inherente" si su ocurrencia se basa en un fenómeno físico inevitable y por lo tanto totalmente confiable. Un ejemplo es la ampliación de resonancias Doppler que está directamente asociada con la temperatura del combustible. La ampliación Doppler de las resonancias conduce automáticamente, mediante la reducción del auto blindaje de resonancia, a un aumento en la absorción de neutrones y, por lo tanto, a una retroalimentación de reactividad negativa e inherente (tenga en cuenta que la captura de resonancia domina la fisión de resonancia en todos los reactores de potencia térmica). La variación de la reactividad del reactor con la temperatura es el principal mecanismo de retroalimentación que determina la estabilidad inherente de un reactor nuclear con respecto a las fluctuaciones a corto plazo en el nivel de potencia. Tal retroalimentación se llama "aviso" si sigue directamente a la temperatura cambiante del combustible. Si se requieren fenómenos físicos adicionales como el movimiento del material o la transferencia de calor para producir un cierto efecto de retroalimentación, existe un retraso entre la producción de energía en el combustible y la retroalimentación. El retraso de la expansión axial del combustible es lo suficientemente pequeño como para que esta expansión también pueda considerarse un efecto de retroalimentación inmediata. El gran coeficiente Doppler negativo explica la estabilidad de los reactores de potencia térmica a los transitorios de temperatura. El coeficiente Doppler en un reactor rápido depende, en primer lugar, de la naturaleza y las cantidades de los nucleidos fisibles y fértiles en el combustible. Es numéricamente más grande en un espectro más blando que en un más duro debido al aumento del flujo de neutrones en la región de energía de 1 keV. Lo negativo. El coeficiente Doppler de U238 es, por lo tanto, más significativo en un reactor rápido con combustible de óxido que en uno con combustible de metal. La absorción de neutrones en Pu239 puede resultar en captura parasitaria (para formar Pu240) o en fisión, y hay resonancias para ambos tipos de absorción. Si el ensanchamiento Doppler va acompañado de un aumento en la captura de parásitos en relación con la fisión, un aumento en la temperatura producirá una disminución en la reactividad. Por otro lado, si lo contrario es cierto, la reactividad aumentará con la temperatura. Aunque el efecto de la temperatura en la relación captura / fisión en Pu239 depende del espectro de neutrones, parece que el coeficiente Doppler para este nucleido es generalmente positivo pero pequeño. En reactores rápidos grandes, el combustible consiste en aproximadamente 80% de U238 (como óxido); el coeficiente de temperatura negativo del material fértil es, por lo tanto, dominante, y el coeficiente de temperatura del combustible es negativo. El Pu240 formado durante el funcionamiento del reactor también tiene un coeficiente de temperatura negativo. Se han investigado los transitorios de potencia bajo la influencia del contraataque estimulada por temperatura (retroalimentación) desde la realización de la primera reacción en cadena. La retroalimentación, especialmente la retroalimentación de reactividad rápida e inherente, es de vital importancia para la seguridad de los reactores nucleares. 6.5 CONCLUSIONES La predicción de las propiedades físicas de un reactor a lo largo de su vida es uno de los problemas más importantes en el diseño del reactor. El objetivo es la utilización de la energía liberada por una reacción en cadena controlada de eventos de fisión nuclear mantenidos dentro del núcleo del reactor. En el arranque, el reactor debe ser alimentado con más material fisible que el requerido para la criticidad con el fin de proporcionar el quemado del combustible y otros cambios de reactividad. Para compensar este exceso de combustible, se insertan varillas de control en el reactor y luego se retiran lentamente para mantener el sistema crítico a medida que se consume combustible y se acumulan venenos. Hoy, a gran escala, la energía de fisión se recupera con éxito en reactores de fisión nuclear y se convierte en energía térmica que luego se transforma en electricidad o se utiliza directamente en procesos de calor.
