Moderador nuclear

Plantilla:Ciència en neutrons

En ingenieria nuclear, un moderador de neutrons és un mig que reduïx la velocitat dels neutrons ràpits, idealment sense capturar-los, deixant-los com partícules tèrmiques en solament una mínima energia cinètica. Estos neutrons tèrmics són inmensamente més susceptibles que els neutrons ràpits a propagar una reacció nuclear en cadena d'urani-235 o uns atres isòtops fisibles en chocar en els seus núcleus atòmics.

l'aigua (a voltes cridada "aigua llaugera" en este context) és el moderador més utilisat (aproximadament el 75% dels reactors del món). Les principals alternatives són grafit sòlit (20% dels reactors) i aigua pesada (5% dels reactors). El berili també s'ha utilisat en alguns tipos de reactors experimentals i s'han sugerit els hidrocarburs com una atra possibilitat.

Moderació

Els neutrons normalment estan units a un núcleu atòmic i no existixen lliures per molt temps en la naturalea. El neutró no consolidat té un semivida de 10 minuts i 11 segons. La lliberació de neutrons del núcleu requerix excedir el seu energia d'unió, que normalment és de 7 a 9 MeV per a la majoria dels isòtops. Les fonts de neutrons generen neutrons lliures per mig de distintes reaccions nuclears, incloses la fissió nuclear i la fusió nuclear. Qualsevol que siga la font de neutrons, es lliberen en energies de varis MeV.

Segons el teorema de equipartición, el promig d'energia cinètica $\bar{E}$ es pot relacionar en la temperatura $T$ a través de l'equació:

\bar{E} = \frac{1}{2} m_{n} ⟨ v^{2} ⟩ = \frac{3}{2} k_{B} T

,

a on $m_{n}$ és la massa del neutró, $⟨ v^{2} ⟩$ és la velocitat promig dels neutrons al quadrat i $k_{B}$ és la constant de Boltzmann.^[1]^[2] La temperatura neutrónica característica d'estes partícules en energies de varis MeV és de vàries decenes de mils de millons de graus kelvin.

La moderació és el procés de reducció de l'alta velocitat inicial (alta energia cinètica) dels neutrons lliures. Ya que l'energia es conserva, esta reducció de la velocitat dels neutrons es produïx per mig de la transferència d'energia a un material denominat moderador.

La provabilitat de dispersió d'un neutró des d'un núcleu ve donada per la secció travessera de dispersió. Les primeres colisions en el moderador poden tindre una energia suficientment alta com per a excitar el núcleu del moderador. Tal colisió és inelástica, ya que partix de l'energia cinètica es transforma en energia potencial excitant part dels graus de llibertat interns del núcleu per a alcançar un estat excitat. A mida que disminuïx l'energia del neutró, les colisions es tornen predominantment elàstiques, és dir, es conserva l'energia cinètica total i el moment del sistema (el del neutró i el del núcleu).

Donades les matemàtiques de les colisions elàstiques, com els neutrons són molt llaugers en comparació a la majoria dels núcleus, la forma més eficaç d'eliminar l'energia cinètica del neutró és elegir un núcleu moderador que tinga una massa casi idèntica.

Archiu:Elastischer stoß.gif

Colisió elàstica de masses iguals

Una colisió d'un neutró, que té una massa d'1, en un núcleu de ¹H (un protón) podria provocar que el neutró perga pràcticament tota la seua energia en una sola colisió frontal. De manera més general, és necessari tindre en conte tant les colisions indirectes com les frontals. La "reducció logarítmica mija de l'energia dels neutrons per colisió", $ξ$ , depén únicament de la massa atòmica, $A$ , del núcleu i ve donada per:

$ξ = \ln \frac{E_{0}}{E} = 1 + \frac{(A - 1)^{2}}{2 A} \ln (\frac{A - 1}{A + 1})$ .

Açò pot aproximar-se raonablement a la forma molt simple $ξ ≃ \frac{2}{A + 2 / 3}$ .^[3] D'açò es pot deduir $n$ , el número esperat de colisions del neutró en núcleus d'un tipo determinat que es requerix per a reduir l'energia cinètica d'un neutró de $E_{0}$ a $E_{1}$ :

n = \frac{1}{ξ} (\ln E_{0} - \ln E_{1})

.

Archiu:Translational motion.gif

En un sistema en equilibri tèrmic, els neutrons (roig) són dispersats elásticamente per un moderador hipotètic de núcleus d'hidrogen lliures (blau), que experimenten un moviment activat tèrmicament. L'energia cinètica es transferix entre partícules. Com els neutrons tenen essencialment la mateixa massa que els protones i no hi ha absorció, les distribucions de velocitat d'abdós tipos de partícules estarien ben descrites per una única distribució de Maxwell-Boltzmann

Elecció de materials moderadors

Alguns núcleus tenen secciones travessers d'absorció més grans que uns atres, lo que caracterisa la seua capacitat d'eliminar neutrons lliures del fluix. Per lo tant, un criteri adicional per a un moderador eficient és aquell per al qual este paràmetro és menut. La eficiència moderadora dona la relació entre les seccions travesseres macroscòpiques de dispersió, $Σ_{s}$ , ponderades per $ξ$ dividit pel valor de l'absorció $Σ_{a}$ , és dir, $\frac{ξ Σ_{s}}{Σ_{a}}$ . Per a un moderador compost de més d'un element, com a aigua llaugera o pesada, és necessari tindre en conte l'efecte moderador i absorbent tant dels isòtops d'hidrogen com de l'àtom d'oxigen per a calcular $ξ$ . Per a dur un neutró de l'energia de fissió de $E_{0}$ 2 MeV a un $E$ d'1 eV es necessita un $n$ esperat de 16 i 29 colisions per a H₂O i D₂O, respectivament. Per lo tant, els neutrons són moderats més ràpidament per l'aigua llaugera, ya que H té un $Σ_{s}$ molt més alt. No obstant, també té un $Σ_{a}$ molt més alt, de modo que l'eficiència de moderació és casi 80 voltes major per a l'aigua pesada que per a l'aigua llaugera.

El moderador ideal és de baixa massa, secció travessera d'alta dispersió i secció travessera de baixa absorció.

	Hidrogen	Deuteri	Berili	Carbono	Oxigen	Urani
Massa dels núcleus (umas)	1	2	9	12	16	238
Decremento d'energia $ξ$	1	0.7261	0.2078	0.1589	0.1209	0.0084
Número de colisions	18	25	86	114	150	2172

Distribució de velocitats de neutrons en un mig moderat

Despuix de suficients impactes, la velocitat dels neutrons lliures serà comparable a la velocitat dels núcleus donada pel moviment tèrmic. Estes partícules es denominen llavors neutrons tèrmics i el procés també pot denominar-se termización. Una volta en equilibri a una temperatura determinada, la distribució de velocitats (energies) esperades d'esferes rígides que es dispersen elásticamente ve donada per la distribució de Maxwell-Boltzmann. Açò solament es modifica llaugerament en un moderador real per la dependència de la velocitat (energia) de la secció travessera d'absorció de la majoria dels materials, de modo que s'absorbixen preferentment els neutrons de baixa velocitat,^[4] de modo que la verdadera distribució de velocitat dels neutrons en el núcleu seria llaugerament més calent de lo previst.

Moderadors de reactors

En un reactor de neutrons tèrmics, cada núcleu d'un element combustible pesat, com l'urani, pot absorbir un neutró lliure de moviment llent, lo que fa que es torne inestable i després es dividixca (segons el procés de fissió nuclear) en dos àtoms més menuts ("productes de la fissió nuclear"). El procés de fissió dels núcleus de ²³⁵O produïx dos productes de fissió, dos o tres neutrons lliures que es mouen ràpidament, més una cantitat d'energia que es manifesta principalment en l'energia cinètica dels productes de fissió en reculada. Els neutrons lliures s'emeten en una energia cinètica de 2 MeV cada u. Degut a que en un event de fissió d'urani es lliberen més neutrons que els neutrons tèrmics necessaris per a iniciar el procés, la reacció pot tornar-se autosostenida (una reacció en cadena) en condicions controlades, lliberant aixina una enorme cantitat d'energia (consulte's l'artícul sobre la fissió nuclear).

Archiu:DBFission cross section.png

La secció travessera de fissió, mida en barns (una unitat igual a 10⁻²⁸ m²), és una funció de l'energia (la cridada funció d'excitació) del neutró que choca en un núcleu de ²³⁵U. La provabilitat de fissió disminuïx a mida que aumenta l'energia (i la velocitat) dels neutrons. Açò explica per qué la majoria dels reactors alimentats en ²³⁵O necessiten un moderador per a mantindre una reacció en cadena i per qué eliminar un moderador pot apagar un reactor

La provabilitat de que es produïxquen més fissions està determinada per la secció travessera de fissió, que depén de la velocitat (energia) dels neutrons incidents. En el cas dels reactors tèrmics, és molt manco provable (encara que no impossible) que els neutrons d'alta energia en el ranc del MeV causen més fissions. Els neutrons ràpits recent lliberats, que es mouen a aproximadament el 10% de la velocitat de la llum, deuen ser ralentisats o moderats, normalment a velocitats d'uns pocs quilómetros per segon, si es vol que causen més fissions en els núcleus veïns del ²³⁵O i, per lo tant, poder continuar la reacció en cadena. Esta velocitat resulta ser equivalent a temperatures en el ranc d'uns pocs centenars de graus Celsius.

En tots els reactors moderats, alguns neutrons de tots els nivells d'energia produiran fissió, inclosos els neutrons ràpits. Alguns reactors estan més termizados que uns atres. Per eixemple, en un reactor CANDU casi totes les reaccions de fissió són produïdes per neutrons tèrmics, mentres que en un reactor d'aigua a pressió (PWR) una part considerable de les fissions són produïdes per neutrons de major energia. En el propost reactor d'aigua supercrítica refrigerat per aigua (SCWR), la proporció de fissions ràpides pot excedir el 50%, lo que ho convertix tècnicament en un reactor de neutrons ràpits.

Un reactor de neutrons ràpits no utilisa moderador, sino que depén de la fissió produïda per neutrons ràpits no moderats per a sostindre la reacció en cadena. En alguns dissenys de reactors ràpits, fins al 20% de les fissions poden provindre de la fissió directa de neutrons ràpits del urani-238, un isòtop que no és fisible en absolut en neutrons tèrmics.

Els moderadors també s'utilisen en fonts de neutrons que no són reactors, com les de plutoni-berili (usant la reacció Plantilla:Chem(α,n)Plantilla:Chem) i les fonts d'espalación (usant reaccions (p,xn) en elements pesats rics en neutrons com a objectius).

Vore també

Referències

↑ Nuclear and Radiochemistry: Fundamentals and Applications, 3 edició, John Wiley & Sons. ISBN 9783527653355.
↑ Structure of Materials: An Introduction to Crystallography, Diffraction and Symmetry, Cambridge University Press, p. 324. ISBN 9781139560474.
↑ Dobrzynski, L. (1994). Neutrons and Solid State Physics, Ellis Horwood Limited. ISBN 0-13-617192-3.
↑ Neutron scattering lengths and cross sections V.F. Sears, Neutron News 3, No. 3, 26-37 (1992)

Bibliografia

DOE Fundamentals Handbook: Nuclear Physics and Reactor Theory. Vol. 2 (DOE-HDBK-1019/2-93), Departament d'Energia dels Estats Units.

Referències

Este artícul conté una traducció derivada de «Moderador nuclear» de Wikipedia en castellà publicada baix la Llicència de documentació lliure de GNU i la Llicència Creative Commons Reconeiximent-CompartirIgual 4.0 Internacional.

[1] Nuclear and Radiochemistry: Fundamentals and Applications, 3 edició, John Wiley & Sons. ISBN 9783527653355.

[2] Structure of Materials: An Introduction to Crystallography, Diffraction and Symmetry, Cambridge University Press, p. 324. ISBN 9781139560474.

[DB-3] Dobrzynski, L. (1994). Neutrons and Solid State Physics, Ellis Horwood Limited. ISBN 0-13-617192-3.

[4] Neutron scattering lengths and cross sections V.F. Sears, Neutron News 3, No. 3, 26-37 (1992)

[1]

[2]

[3]

[4]