¿Por qué algunos reactores nucleares de fisión funcionan mejor con neutrones lentos y térmicos que los neutrones rápidos?

Todos los neutrones nacen ya sea pronto o retrasados. Un neutrón inmediato nace directamente del evento de fisión en sí mismo, y es típico decir que su hora de nacimiento es inferior a 10 ^ -14 (cien billones) segundos después de que se haya producido el evento de fisión, pero para todos los efectos sucede instantáneamente

Los neutrones que nacen cuando uno de los fragmentos de fisión se descompone en un núcleo más estable se llama neutrón tardío. Los neutrones retrasados ​​nacen entre 10 ^ -14 (cien billonésimos) hasta, básicamente, la eternidad, pero tienen un tiempo promedio de nacimiento de alrededor de 12 segundos.

Todos los neutrones nacen rápido. El más lento avanza varios miles de millas por segundo, y el más rápido se acerca a una fracción significativa de la velocidad de la luz. Ahora, los neutrones rápidos pueden causar un evento de fisión, pero es mucho menos probable que los neutrones lentos.

A través de los años he tratado de encontrar una manera de visualizar este proceso, y lo mejor que puedo hacer es lo siguiente. Imagina un globo lleno de canicas, lo suficiente como para estirarse hasta el punto de ruptura. Párate a unos metros de distancia e intenta arrojar la última canica en ese globo que va a reventar el globo y enviar canicas esparcidas por todas partes. ¿Qué es más fácil, lanzando suavemente una canica en un lanzamiento de arco alto al globo o lanzándole una canica?

Obviamente, es mucho más probable que arroje suavemente la canica al globo, ya que es mucho menos probable que salte del globo y se caiga. Pero de vez en cuando el mármol disparado va a golpear a la perfección, pegarse en medio de las otras canicas, y el globo estallará.

Esta no es una analogía perfecta porque cuando ocurre la fisión, el núcleo no se rompe en todos sus nucleones constituyentes, pero creo que ilustra la dificultad para lograr una fisión rápida.

Pero, tome esos mismos neutrones y reduzca la velocidad para que apenas se muevan con referencia a las otras partículas, y de repente la probabilidad de causar una fisión aumenta enormemente. De hecho, tanto es así que casi todos los reactores en funcionamiento en el mundo funcionan con este principio. Suministre suficiente de esos neutrones térmicos lentos incluso al uranio empobrecido (uranio con menos de la cantidad natural de U-235, que es aproximadamente el 0.7% del total) y no solo obtendrá fisión, sino que obtendrá una autosuficiencia reacción en cadena.

Todos los reactores están diseñados con algunas limitaciones de diseño. Uno es el enriquecimiento del combustible. El uranio que se ha enriquecido para que haya más U-235 presente es más costoso que el uranio natural porque, bueno, duh, tiene que enriquecerse. Esto implica un proceso laborioso de convertir el uranio en un gas, someterlo a una serie de ultracentrífugas, girarlo a velocidades increíbles para que los átomos más pesados ​​del U-238 (la gran mayoría del uranio natural) se desplacen lentamente hacia el exterior. pared, y extrayendo el gas central que ahora tiene una mayor proporción de U-235 que cuando comenzó.

Entonces, ¿por qué ir a todos estos problemas? Bueno, el U-235 tiene la gran ventaja de que es lo que se conoce como fisible. Si le lanzas un neutrón térmico, es casi seguro que se fisione. Dado que la fisión es lo que libera la energía (y el dinero, por así decirlo), eso es lo que quieres que suceda.

¿Pero qué pasa con el U-238? Bueno, resulta que el U-238 solo puede fisión de neutrones rápidos, y solo de neutrones que van mucho más rápido que los neutrones rápidos normales. Dado que solo una fracción de los neutrones nacidos tiene suficiente energía para causar una fisión rápida, eso significa que normalmente debe tener más combustible presente (generalmente U-235) para que la fisión rápida funcione.

Hay formas de evitar este requisito, y la más importante es el uso de reflectores de neutrones. Los reflectores de neutrones son literalmente materiales que reflejan neutrones en lugar de absorberlos o ralentizarlos. Si rodea un reactor con un reflector de neutrones, hará que esos neutrones reboten en el núcleo y les dará una segunda (o tercera, cuarta, o …) posibilidad de causar una fisión. Aún así, incluso con el uso de reflectores, un reactor de fisión rápida necesita más U-235 que un reactor térmico.

Y esa es la razón por la cual la mayoría de los reactores usan neutrones térmicos. Cuanto menos tenga que enriquecer el combustible, más barato será en el extremo frontal y más sencillo será el diseño. Hablé sobre las limitaciones de diseño para los reactores nucleares y los tres grandes son combustible (y, por extensión, enriquecimiento), refrigerante y moderador.

La mayoría de los reactores de potencia en el mundo tienen un diseño de agua ligera, lo que significa que usan agua del grifo vieja (limpiada a estándares casi ridículos) como refrigerante y moderador. Los reactores de agua ligera tienen la ventaja de que el refrigerante es barato, fácil de obtener y tiene varias ventajas incorporadas en términos de seguridad. Por supuesto, también tienen varias desventajas incorporadas, pero nada es perfecto.

El mayor problema con los reactores de agua ligera es el hecho de que el hidrógeno normal quiere absorber un neutrón adicional y convertirse en deuterio, un núcleo muy estable que también es un muy buen moderador. Si bien esto puede no parecer un problema, en un reactor donde se mantiene un delicado equilibrio entre la producción de neutrones suficientes para sostener la reacción, la absorción de demasiados neutrones puede hacer que el reactor se apague solo. Debido a esto, los reactores de agua ligera tienen que usar combustible enriquecido, generalmente mayor al 3% de U-235.

Entonces, ¿por qué no usar agua hecha con deuterio en lugar de hidrógeno normal? Bueno, resulta que los canadienses hacen exactamente eso. El reactor CANDU utiliza agua pesada como moderador y refrigerante, que es solo agua con deuterio (un protón y un neutrón) en lugar del hidrógeno normal (solo un protón). Dado que el deuterio es un muy buen moderador, y no quiere absorber neutrones (o al menos no mucho), los reactores CANDU pueden operar con combustible no enriquecido o incluso agotado, ahorrando a los canadienses mucho dinero en costos de combustible . El único problema es que el agua pesada es cara y puede representar casi el 40% del costo inicial de una planta. La buena noticia es que el agua pesada se puede reutilizar, básicamente para siempre, por lo que solo tiene que pagar ese costo una vez.

Entonces, la verdadera pregunta es, ¿por qué diseñar un reactor para usar neutrones rápidos? Bueno, resulta que a pesar de que esos neutrones rápidos no causan tantas fisiones como los neutrones térmicos, esos neutrones aún están disponibles para ser utilizados para otras cosas, como hacer más combustible.

Whattttttttttt? Resulta que, dado que todos los eventos de fisión producen al menos 2 neutrones adicionales, pero solo uno de ellos se usará para otra fisión en el camino (de lo contrario, la potencia del reactor aumentaría), siempre hay al menos un neutrón adicional de cada evento de fisión sin nada que hacer. En un reactor de agua ligera, ese neutrón adicional podría ser absorbido por el núcleo de uno de los átomos de hidrógeno en una molécula de agua, o incluso el átomo de oxígeno, o tal vez uno de los átomos de hierro en el revestimiento. Por supuesto, también podría ser absorbido por uno de los núcleos ubicuos de uranio 238 presentes en todo el combustible del reactor.

Si eso sucede y el neutrón es la energía correcta, entonces se forma un átomo de uranio 239. Esto se descompone rápidamente en Neptunio 239 por la emisión de una partícula beta-menos (electrón), y luego nuevamente en Plutonio 239 por la emisión de otra partícula beta-menos. Ahora el Plutonio 239 es un gran combustible nuclear, y en realidad es un combustible mejor en algunos aspectos que el Uranio 235.

Y resulta que esta es una gran ventaja que los reactores rápidos tienen sobre los reactores térmicos. En un reactor de agua ligera, cuanto más tiempo rebota un neutrón, más probable es que sea absorbido por el hidrógeno normal en el agua. Pero dado que los reactores rápidos están diseñados con refrigerante que no le gusta absorber neutrones, es mucho más probable que esos neutrones sean absorbidos por el U-238. Por esta razón, todos los reactores reproductores del mundo, los que producen más combustible del que usan, se enfrían con algún tipo de sal fundida o metal (generalmente plomo o una mezcla de plomo y algo más).

Los reactores reproductores tienen una mala reputación porque fueron utilizados durante la Guerra Fría para producir combustible para armas nucleares. Pero a medida que pasa el tiempo, las personas comienzan a encontrarlos, por las razones de que los reactores reproductores de fisión rápida son más seguros, más confiables y mucho más eficientes que los reactores de agua ligera. Si la energía nuclear va a desempeñar el papel que parece destinado a mitigar el cambio climático, entonces está casi garantizado que los reactores reproductores de fisión rápida serán una gran parte de eso.

Entonces todo se reduce al enriquecimiento. Cuanto mejor sea su moderador, menos átomos de U-235 necesitará en su combustible. Y eso es todo sobre el costo. Pero existe una posibilidad muy real de que la última generación de reactores de agua ligera se esté construyendo en este momento. Son un diseño sólido y seguro, pero hay mejores diseños y vienen a ayudarnos.

El combustible nuclear se clasifica como fisionable y fértil . El que puede sufrir una reacción en cadena autosostenible con neutrones de cualquier energía se llama fisible (por ejemplo, U-235, Pu-239, U-233) y el otro se convierte en fisible después de obtener un neutrón se llama fértil (por ejemplo, U-238 , Th-232).

Se ha observado que el umbral para convertir un fértil (U-238, Th-232) en fisionable (Pu-239, U-233) es más de 1 MeV.

n (1 MeV) + U-238 (fértil) = Pu-239 (fisible)

El U-235 es el único material fisible disponible de forma natural que tiene una sección transversal de fisión máxima para neutrones térmicos y, por lo tanto, todos los reactores nucleares alimentados con U-235 tienen moderador para termalizar los neutrones de fisión rápida.

Pero la composición de U-235 en el mineral de uranio natural es muy inferior ( .7% ), el resto es principalmente U-238.

Para utilizar el combustible por completo, se han desarrollado reactores reproductores rápidos (sin moderador) para convertir fértiles (U-238) en fisibles (Pu-239). Estos reactores se llaman reproductores, ya que producen más fisionabilidad de lo que consumen.

Neutrones térmicos porque los neutrones térmicos tienen una sección transversal de fisión más alta. en esos reactores, los moderadores se utilizan para termalizar los neutrones de fisión que tienen energías (hasta 1 MeV) a la energía 0.023eV. Pero considerando la cantidad de combustible (fértil y fisionable), surgió el concepto de reactores de neutrones rápidos. Y es mucho mejor que el reactor de neutrones térmicos …

Entonces, básicamente un reactor reproductor es un reactor nuclear que genera más material fisible del que consume. Estos dispositivos logran esto porque su economía de neutrones es lo suficientemente alta como para generar más combustible fisionable del que utilizan a partir de material fértil, como U-238 o Th-232. Los reactores reproductores podrían, en principio, extraer casi toda la energía contenida en uranio o torio, disminuyendo los requisitos de combustible en un factor de 100 en comparación con los LWR de una sola vez ampliamente utilizados, que extraen menos del 1% de la energía en el uranio extraído desde la Tierra. Los ciclos de cría de combustible volvieron a ser interesantes porque pueden reducir los desechos de actínidos, particularmente el plutonio y los actínidos menores. Los reactores reproductores están diseñados para fisión de los desechos de actínidos como combustible, y así convertirlos en más productos de fisión.

El diseño de un reactor de fisión determina si utiliza neutrones rápidos o lentos. Para usar neutrones lentos, el reactor debe incluir moderadores, que son materiales que pueden absorber parte del impulso de los neutrones rápidos y reflejarlos para que escapen menos neutrones. Para usar neutrones rápidos, el reactor debe tener un inventario mucho más grande de material fisionable.
Pensar en la probabilidad de que un neutrón provoque un cambio en un núcleo como “poder de penetración” no es productivo. Es más como el caso de un fotón siendo absorbido por la nube de electrones de un átomo. La energía del fotón se absorberá solo si hay una brecha de energía en la nube de electrones del tamaño correcto y está disponible. Recuerda que este es un proceso cuántico y es bastante complicado. El espectro de absorción de un elemento es un montón de líneas. El espectro de absorción de neutrones de un nucleido es también una colección de energías de neutrones discretas. Esta analogía puede llevarse demasiado lejos en el modelo de caparazón del núcleo, pero el modelo de gota líquida tampoco funciona exactamente. Existe una vasta biblioteca de datos empíricos sobre las energías de absorción de neutrones.

Hay un término llamado sección transversal de neutrones. Es la probabilidad de que un neutrón interactúe con el núcleo objetivo. Cuanto más es la sección transversal de fisión, mayor será la probabilidad de fisión.

La sección transversal de la fisión se mide en graneros, mientras que la energía cinética del neutrón se mide en electronvoltios (eV). Los neutrones más lentos tienen una energía cinética más baja (menos eV).

Como puede ver, el área de sección transversal de fisión aumenta (más probabilidad de fisión) con neutrones más lentos.

Hay más probabilidades de que el núcleo U-235 sufra fisión con un neutrón más lento en comparación con un neutrón más rápido

Para los nucleidos fisibles (es decir, que pueden ser fisionados por un neutrón de baja energía), es porque el neutrón pasa más tiempo cerca del núcleo fisible y, por lo tanto, es más probable que sea absorbido. Es casi así de simple. Muchos nucleidos son absorbentes 1 / v, lo que significa que la probabilidad de absorber un neutrón es inversamente proporcional a la velocidad de los neutrones. Algunos nucleidos fisibles son U-233, U-235, Pu-239 y Pu-241

Tenga en cuenta que esto no es cierto para los nucleidos que son simplemente fisionables. U-238, por ejemplo, tiene un umbral de fisión de 0.6 MeV. Los neutrones por debajo de esa energía no pueden causar fisión en U-238.

Esto depende de la sección transversal de la interacción, por ejemplo, en el caso del uranio-235, la sección transversal de la interacción es más adecuada para los neutrones térmicos (0.025 eV), mientras que en el caso del uranio-238, la interacción la sección transversal es más adecuada para los neutrones rápidos (~ 1MeV). Por lo tanto, no todas las fisiones son inducidas por neutrones térmicos (¡no lentos!), depende del tipo de combustible.

Solo quiero agregar que no son para todos los nucleidos. Ciertos nucleidos “fisibles” (p. Ej., U235) sufrirán fisión con un neutrón lento (térmico); en este caso, la energía de unión nuclear sola con la adición del neutrón hará que el núcleo se vuelva inestable y se fisione. Otros nucleidos “fisionables” (p. Ej., U238) necesitan la patada extra de un neutrón con una energía no térmica (es decir, un neutrón rápido) para superar la barrera de energía crítica necesaria para la fisión: no * nunca * la fisión con un neutrón lento. de un fenómeno de túnel cuántico. Si la energía cinética del neutrón es menor que la requerida para exceder la energía crítica para la fisión en un nucleido fisionable, el neutrón se dispersará (elástica o inelásticamente) o sufrirá una interacción alternativa (por ejemplo, absorción, (n, 2n), etc.)

Se trata de energía. Para la fisión, el núcleo necesita un neutrón de cierta energía exacta y esa energía es baja, aproximadamente 0.023 eV (un neutrón “lento” o térmico). Si la energía del neutrón es demasiado alta, rebotará (se dispersará) o se absorberá, pero NO causará una fisión.

Otro Quoran ha dicho que es solo cuestión de tiempo en las proximidades del núcleo. Esos neutrones lentos merodean el tiempo suficiente para ser absorbidos.

Las secciones transversales de neutrones son normalmente “una sobrevelocidad”. Las velocidades de reacción de neutrones son el flujo de neutrones multiplicado por la sección transversal. El flujo de neutrones es la densidad de neutrones multiplicada por la velocidad media de neutrones. Entonces, si tenemos un absorbente perfecto de 1 / v, la v en el flujo y la v en la sección transversal se cancelan. (tenga en cuenta que el flujo en la física de neutrones es diferente al flujo utilizado en otras disciplinas, incluso en unidades diferentes).

Si no fuera por resonancias, creo que uno podría simplificar las ecuaciones de neutrones usando esta cancelación. Las resonancias son decididamente probabilidades de absorción no 1 / v.

Así que estoy argumentando que podría ser un accidente de cómo escribimos las ecuaciones. Los experimentadores disparan partículas a los objetivos y miden la probabilidad de interacción, la sección transversal. Pero en realidad no importa para los neutrones, al menos en la gran tendencia, ya que los neutrones más rápidos ven una sección transversal más baja pero también encuentran más objetivos de tal manera que la velocidad de reacción es constante.

A algunos núcleos (como U235 o Pu239) les gusta capturar neutrones lentos y fisión, pero la mayoría del Boom en una llamada bomba H proviene de la fisión de U238 bastante estable bajo bombardeo por neutrones rápidos de fusión termonuclear; Por eso están tan sucios.

U-238 tiene una sección transversal de baja absorción para neutrones térmicos. Esto significa que un neutrón térmico que ingresa al uranio poco enriquecido o incluso natural todavía tiene una buena posibilidad de causar una fisión.

Decir que el U-235 tiene una sección transversal térmica alta para la fisión es una respuesta incompleta.