Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Fisión.

Transcripción

1 Tema 2 BLOQUE I 1- Interacción de los neutrones con la materia. Fisión nuclear. 2- Conceptos básicos de neutrónica. 3- Factor de multiplicación: fórmula de los seis factores. 4- Moderación y difusión de neutrones. 5- Tipos de reactores.

2 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Fisión. Introducción. Propiedades y clasificación de los neutrones Propiedades del neutrón Clasificación energética de los neutrones Generación de neutrones Mecanismos de generación de neutrones Interacción de neutrones con la materia Colisiones elásticas e inelásticas Procesos de absorción neutrónica Secciones eficaces de las reacciones nucleares Sección eficaz macroscópica y microscópica Dependencia de la sección eficaz microscópica respecto de la energía de los neutrones Fisión Productos de fisión. Rendimiento de fisión Neutrones instantáneos y diferidos Fotones. Calor residual Factor de reproducción

3 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Propiedades y clasificación de los neutrones Propiedades del neutrón Masa, energía, propiedades magnéticas. Estabilidad. Clasificación energética de los neutrones.

4 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Generación de neutrones: Mecanismos (I) Bombardeo con partículas alfa: A(a,n)B. Ejemplos:

5 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Generación de neutrones: Mecanismos (II) Bombardeo con fotones de alta energía : A(g,n)B. Ejemplos:

6 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Generación de neutrones: Mecanismos (III) Fisión espontánea.

7 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Generación de neutrones: Mecanismos (IV) Reacciones de fisión: A(n,2n)B,C - Energía liberada. - Productos de fisión - Número de neutrones generados.

8 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Procesos de interacción de los neutrones con la materia Dispersión/colisión, absorción/captura y fisión Colisiones: Colisiones elásticas. Transfiere energía cinética. Colisiones inelásticas. Transfiere energía cinética y núcleo en estado excitado. Emisión g. Comportamiento de los materiales nucleares. Neutrones térmicos. Moderación. At. ligeros colisiones elásticas. At. Pesados colisiones inelásticas.

9 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Capturas (I): Captura no radiactiva: Resulta núcleo estable en estado fundamental. Captura radiactiva: Resulta núcleo estable en estado excitado. Captura de activación: Resulta núcleo inestable, dando lugar a: Captura con desintegración b (I):

10 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Capturas (II): Captura de activación: Resulta núcleo inestable, dando lugar a: Captura con desintegración b (II):

11 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Capturas (III): Captura de activación: Resulta núcleo inestable, dando lugar a: Captura con desintegración a:

12 Tema I. Interacción de los neutrones con la materia. Capturas (IV): Captura de activación: Resulta núcleo inestable, dando lugar a: Captura con emisión de protones: Fisión

13 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (I) La probabilidad de que ocurra una reacción nuclear es función de: Tipo de núcleo blanco y densidad (núcleos/cm 3 ). Tipo de partícula incidente. Energía de la partícula incidente. Tipo de reacción nuclear considerada. Expresión cualitativa de esa probabilidad: P Interacciones producidas Interacciones posibles F I

14 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (II) Sección eficaz macroscópica (S) Recorrido libre medio (l) Variación de la intensidad de neutrones I(neutrones/s) con el espesor x: proporcional a I: di dx SI S se llama sección eficaz macroscópica para la interacción considerada. Integrando, x Sx I I e I e l 0 0 Así se define el recorrido libre medio (l) que recorre una partícula antes de interactuar (en sentido estadístico) l 1 S

15 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (III) Sección eficaz microscópica (s) S se compone de dos factores: Uno macroscópico (át. por unidad de volumen): Otro microscópico (dependiente de cada átomo): s N A N A S Ns s se denomina sección eficaz microscópica. F (E, partícula, interacción) Unidades: barnio (1 barnio = cm 2 ) Cálculo para una mezcla isotópica: S( cm ) Ni(átomos cm ) s i( cm ) i i N i A A i s i

16 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (IV) Probabilidad de reacción por núcleo: Superficie Núcleos P Superficie Total Tasa de reacciones: 1 S T N ' i1 snv s i S T SV S T SL F(interacciones cm -3 s -1 ) = s (cm 2 ) N(átomos cm -3 ) F(neutrones cm -2 s -1 ) F = P I/V = SLI/V SLSF/V S F = s N F Ejemplos: Fisiones por segundo en un reactor: F = S U-235,fisión F = s U-235,fisión N U-235 F Núcleos por segundo del núclido B que absorben neutrones: F = S B,captura F = s B,captura N B F

17 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (VI) DEPENDENCIA DE LA SECCIÓN EFICAZ MICROSCÓPICA RESPECTO DE LA ENERGÍA DE LOS NEUTRONES Se distinguen tres regiones en la dependencia de s con la energía: Rango térmico (E<1eV). Dispersión elástica y captura. Fisión térmica. Rango intermedio. Resonanciascapturas. Rango rápido (0.1MeV<E<10MeV). Comportamiento decreciente. Dispersión inelástica. Fisión rápida.

18 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (VII) Sección eficaz microscópica de fisión del U 238 y U 235

19 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (VIII) Sección eficaz microscópica de captura del U 238 y U 235

20 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (IX) Sección eficaz microscópica de d. inelástica del U 238

21 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (X) Sección eficaz microscópica de fisión del Pu 239

22 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (XI) Sección eficaz microscópica de captura del Pu 239

23 SECCIONES EFICACES DE LAS REACCIONES NUCLEARES (XII)

24 FISIÓN (I)

25 FISIÓN (II) ANÁLISIS ENERGÉTICO SIMPLIFICADO energía de enlace PRODUCTOS DE FISIÓN cuáles? Rendimiento de fisión FISIÓN NEUTRONES INSTANTÁNEOS cuántos? n 0 1 /fisión de qué energías? espectro neutrónico de fisión NEUTRONES DIFERIDOS cómo? Desintegración de los PF cuántos? bi, b de qué energías? FOTONES de qué energías? Espectro g de fisión CALOR RESIDUAL cómo? Actividad PF cuánto? % P nominal

26 FISIÓN (III) Energía producida en la fisión (I)

27 FISIÓN (IV) Energía producida en la fisión (II). Ejemplos:

28 FISIÓN (V) Energía producida en la fisión (III). Ejemplos:

29 FISIÓN (VI) Productos de fisión. Rendimiento de fisión.

30 FISIÓN (VII) Neutrones instantáneos y diferidos: Diferidos Instantáneos

31 FISIÓN (VIII) Neutrones instantáneos: Distribución energética - Origen Fisiones - Cuántos? - Distribución energética.

32 FISIÓN (VIII) Neutrones retardados o diferidos (I): - Origen Precursores. Grupos de precursores. - Cuántos? Cuál es su constante de tiempo? - Distribución energética. Mecanismo de generación

33 FISIÓN (IX) Neutrones retardados o diferidos (II): - El porcentaje de neutrones diferidos es una pequeña fracción del total de neutrones generados (b). - Grupos de precursores (1, 2,, 6) en función de T 1/2

34 FISIÓN (VIII?) Neutrones retardados o diferidos (III): Distribución energética

35 FISIÓN (IX) Fotones emitidos en la fisión: - Directo/indirecto % de la energía total liberada en la fisión. - Interaccionan con materiales metálicos.

36 FISIÓN (X) Calor residual (I) - Origen: principalmente desintegraciones de los productos de fisión. - Constituye el 7 % de la potencia nominal del reactor en operación.

37 FISIÓN (X) Calor residual (II) Expresión aproximada: Si el tiempo de operación del reactor antes de parada (T) es muy elevado, dando para el caso de una hora desde parada,

38 FISIÓN (XII) Factor de reproducción () Número de neutrones producidos por fisiones térmicas por cada absorción que se da en el combustible: S c S f S Valores para diversos materiales en función de la energía de los neutrones incidentes. f

39 CICLO NEUTRÓNICO 40 fisiones en total 40 inducen fisiones en U-235 x 2.5 neutrones/fisión 100 neutrones nacidos de fisión 1 neutrón induce fisión rápida 1 neutrón rápido fugado 10 capturados en U capturados en U neutrones capturados en las resonancias 59 absorbidos en el combustible 21 neutrones absorbidos en otros materiales (7 en el moderador, 7 en PF, 6 en materiales de control y 1 en materiales estructurales) 81 neutrones moderados completamente 1 neutrón térmico fugado

40 Tema 2 BLOQUE I 1- Interacción de los neutrones con la materia. Fisión nuclear. 2- Conceptos básicos de neutrónica. 3- Factor de multiplicación: fórmula de los seis factores. 4- Moderación y difusión de neutrones. 5- Materiales nucleares. 6- Tipos de reactores.

41 Conceptos básicos de neutrónica Introducción. Conceptos básicos Reacción en cadena. Factor de multiplicación (K ef ). Factor de multiplicación infinito (K ) Masa crítica. Reflector Reactor infinito de U natural. Problemas y alternativas: enriquecimiento y moderación. Reactores rápidos y térmicos Espectro energético neutrónico en reactores térmicos y rápidos Quemado del combustible Evolución de la concentración de los productos de fisión Factor de conversión: reactores convertidores y reproductores

42 Conceptos básicos de neutrónica (I) Reacción en cadena. Factor de multiplicación (K ef ). Factor de multiplicación infinito (K ) Criticidad en función del número de neutrones K ef >1 K ef =1 K ef <1 Supercrítico Crítico Subcrítico k ef n n finales iniciales k ef P k P, P 1(probabilidad de permanencia) f(materiales, geometría reactor) Masa crítica. Reflector Masa de combustible que hace al reactor crítico: k k ef k P( M P( M crítica reactor ) 1 ) Depende de la geometría escogida. Reflector. Altas secciones eficaces de dispersión y bajas de absorción. Ahorro de combustible. Evita fugas. Diseños más pequeños y compactos.

43 CICLO NEUTRÓNICO 40 fisiones en total x 2.5 neutrones/fisión 100 neutrones nacidos de fisión 10 capturados en U capturados en U inducen fisiones en U absorbidos en el combustible 21 neutrones absorbidos en otros materiales (7 en el moderador, 7 en PF, 6 en materiales de control y 1 en materiales estructurales) 81 neutrones moderados completamente 1 neutrón induce fisión rápida 1 neutrón rápido fugado 18 neutrones capturados en las resonancias 1 neutrón térmico fugado

44 Conceptos básicos de neutrónica (II) MASA CRÍTICA Reproducción a escala real de la esfera de Pu de la primera bomba atómica de dicho material

45 Conceptos básicos de neutrónica (III) Reactor infinito de U natural. Cálculo del valor de k para neutrones rápidos k n finales n 0 N f 1 n0 N n Problemas y alternativas: enriquecimiento y moderación. Enriquecimiento. Aumentar proporción de U 235 (>20% a partir del U natural) Moderación. Disminuir la energía de los neutrones evitando las capturas. Para neutrones térmicos k =1.33 Reactores rápidos y térmicos c f i Térmicos: moderador + U natural o ligeramente enriquecido (1-3%) 0 f U natural k Rápidos: no utilizan moderador, necesitan alto enriquecimiento (>10%) c f i Neutrones térmicos (0.025 ev) Neutrones rápidos (2 MeV) c f e i c f e i U U U natural

46 Conceptos básicos de neutrónica (IV) Ejemplo: Reactor de Oklo (Gabón, 1972) Hace 1800 millones de años se alcanzó criticidad de forma natural debido a la abundancia de U 235 (Composición isotópica: 3%). Potencia máxima de 100kW y se consumieron del orden de 5 t de U 235 y del Pu 239 generado. Moderado por agua de acuíferos.

47 Conceptos básicos de neutrónica (V) Espectro energético neutrónico en reactores térmicos y rápidos Reactores rápidos. Neutrones de fisión: energía media del orden de 1 MeV. Espectro neutrónico en los reactores rápidos. Reactores térmicos. Moderación. Moderador frente a combustible en un reactor térmico. Distribución de Maxwell-Boltzmann para cada generación de neutrones térmicos Al desaparecer el moderador se para el mecanismo de la reacción en cadena. Esto es: h baja y k ef <1.

48 Conceptos básicos de neutrónica (VI) Espectro de los neutrones instantáneos

49 Conceptos básicos de neutrónica (VII) Espectro de los neutrones en reactores rápidos

50 Conceptos básicos de neutrónica (VIII) Espectro de los neutrones en reactores térmicos. Moderación (I)

51 Conceptos básicos de neutrónica (IX) Espectro de los neutrones en reactores térmicos. Moderación (II)

52 Conceptos básicos de neutrónica (X) Espectro de los neutrones en reactores térmicos. Moderación (III)

53 Conceptos básicos de neutrónica (XI) Comparación del espectro de reactores rápidos y térmicos

54 Conceptos básicos de neutrónica (XII) Grado de quemado del combustible Definición: Energía generada Quemado Masa inicial de combustible Unidades: MW día/kg = GW día/t o MW día/t Ejemplos. LWR: quemado BOC = 20 MW día/kg y quemado EOC = 30 MW día/kg. Variación en la composición isotópica (relación fértil/físil). Variación total de físiles.

55 Conceptos básicos de neutrónica (XIII) Evolución de la concentración isotópica del combustible en un reactor térmico

56 Conceptos básicos de neutrónica (XIV) Evolución de la concentración isotópica del combustible en un reactor rápido

57 Conceptos básicos de neutrónica (XV) Evolución de la concentración de los productos de fisión (I) Transmutación de los productos de fisión: decaimiento radiactivo captura neutrónica. Ejemplo:

58 Conceptos básicos de neutrónica (XVI) Evolución de la concentración de los productos de fisión (II) Casos de especial importancia por su impacto en la operación de reactores nucleares (I) Generación del Xe 135

59 Conceptos básicos de neutrónica (XVII) Evolución de la concentración de los productos de fisión (III) Casos de especial importancia por su impacto en la operación de reactores nucleares (II) Generación del Sm 149

60 Conceptos básicos de neutrónica (XVIII) Factor de conversión: reactores convertidores y reproductores Definición: C Factor de conversión Material físil generado a partir del material Material físil consumido fértil Clasificación reactores: Quemadores. C muy bajo. (Reactores de transmutación) Convertidores. 0.5<C<1.0; LWR:0.6 Reproductores. C>1.0; Se genera más material físil del que se consume. h>2. Difícil reactores reproductores térmicos. Más fácil rápidos (LMFBR).

61 Conceptos básicos de neutrónica (XIX) Tipos de reactor atendiendo al factor de reproducción del combustible reproductores convertidores

62 Tema 2 BLOQUE I 1- Interacción de los neutrones con la materia. Fisión nuclear. 2- Conceptos básicos de neutrónica. 3- Moderación y difusión de neutrones. 4- Factor de multiplicación: fórmula de los seis factores. 5- Materiales nucleares. 6- Tipos de reactores.

63 Moderación y difusión (I) Moderación y difusión de neutrones.introducción Fases de la vida de un neutrón: Liberación: desde la fisión hasta que aparece el neutrón Moderación: desde que se genera hasta que se termaliza Difusión: desde que se termaliza hasta que es absorbido, se fuga o fisiona. Reactor térmico: estudio de los procesos de moderación y difusión para poder garantizar la consecución del ciclo neutrónico. Habrá que determinar la distancia que recorre el neutrón en cada fase, el tiempo que tarda y el número de interacciones necesarias en función de los materiales (moderador, refrigerante, combustible)

64 Moderación y difusión (II) Moderación de neutrones Para determinar la distancia que recorre un neutrón hasta que termaliza hay que conocer lo siguiente: Choque elástico en el sistema LAB (laboratorio) Distancia media entre dos choques: Recorrido libre medio 1 Energía perdida por choque. Se aplica mecánica clásica en el sistema LAB y el CM (leyes de conservación de la energía y del momento) E E 1 0 1, cos f A cos A 2 Acos 1 2Acos 1 1 A 1 A 2 Valor máximo cuando =p. E0 E E0 1 máx imo 1 Ángulo medio (sistema LAB) de salida de los neutrones: E ev 1/ 3 A E 2 Hipótesis de isotropía espacial en el sistema CM (E < 10 MeV) cos 2 3A

65 Moderación y difusión (III) Energía máxima perdida por choque

66 Moderación y difusión (IV) Energía media perdida por choque Un valor más útil que el valor máximo es la pérdida de energía media en cada choque. Calculando el valor medio logarítmico e integrando en la variable angular queda: ln E E ln 1 A 2 2 / 3 para A 10 Número de choques necesarios para termalizar: E x 0 0 En En 1c E0c ln xln c x x ln En Etérmico 1 E

67 Poder de moderación Moderación y difusión (V) INDICES DE CALIDAD PARA LA MODERACIÓN (I) Pm s Relación de moderación: Interesa Rm alta R m a s Selección de moderador Pm y Rm Características de transferencia de calor Propiedades estructurales Disponibilidad y costo

68 Secciones eficaces microscópicas del H 1

69 Secciones eficaces microscópicas del C 12

70 Secciones eficaces microscópicas del O 16

71 Moderación y difusión (VI) INDICES DE CALIDAD PARA LA MODERACIÓN (II)

72 Moderación y difusión (VII) Distancias recorridas: Longitud de moderación (o de difusión rápida). Modelo de Fermi. Distancia hasta que se termaliza: L m r t, rápidos s rápidoscos s 3 s, rápidos, x D x D r t a 3 t, rápidos Sección eficaz macroscópica total Suele determinar fuertemente la distancia entre elementos combustibles en reactores heterogéneos. Longitud de difusión. Distancia desde que se modera hasta que es absorbido. Teoría de la difusión. s 1 s, rápidos cos Coef. de difusión para n rápidos L D x 3 cos cos a, térmicos t, térmicos s, térmi a Dt ; D t 3 t, térmi cos 1 s, térmi cos cos Coef. difusión para n térmicos Longitud de migración. Considera ambas longitudes. M L 2 m L 2 d

73 Moderación y difusión (VIII) Longitudes de moderación, difusión y migración para moderadores y refrigerantes más comunes