Reacción nuclear en cadena

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En física nuclear , una reacción nuclear en cadena se produce cuando una única reacción nuclear provoca un promedio de una o más reacciones nucleares posteriores, lo que conduce a la posibilidad de una serie de autopropagación o "bucle de retroalimentación positiva" de estas reacciones. La reacción nuclear específica puede ser la fisión de isótopos pesados ​​(por ejemplo, uranio-235 , ²³⁵ U). Una reacción nuclear en cadena libera varios millones de veces más energía por reacción que cualquier reacción química .

Las reacciones químicas en cadena fueron propuestas por primera vez por el químico alemán Max Bodenstein en 1913, y se entendían razonablemente bien antes de que se propusieran las reacciones nucleares en cadena. ^[1] Se entendía que las reacciones químicas en cadena eran responsables del aumento exponencial de las tasas de reacciones, como las producidas en las explosiones químicas.

El concepto de reacción nuclear en cadena fue supuestamente planteado por primera vez por el científico húngaro Leó Szilárd el 12 de septiembre de 1933. ^[2] Szilárd había estado leyendo esa mañana en un periódico de Londres sobre un experimento en el que se habían utilizado protones de un acelerador para dividir el litio-7 en partículas alfa , y el hecho de que la reacción produjo cantidades mucho mayores de energía que el protón suministrado. Ernest Rutherford comentó en el artículo que las ineficiencias en el proceso impidieron su uso para la generación de energía. Sin embargo, el neutrón había sido descubierto por James Chadwick en 1932, poco antes, como producto de una reacción nuclear . Szilárd, que había sido formado como ingeniero y físico, juntó en su mente los dos resultados experimentales nucleares y se dio cuenta de que si una reacción nuclear producía neutrones, que luego causaban otras reacciones nucleares similares, el proceso podría ser una reacción nuclear en cadena que se autoperpetúa, produciendo espontáneamente nuevos isótopos y energía sin necesidad de protones o un acelerador. Sin embargo, Szilárd no propuso la fisión como mecanismo para su reacción en cadena, ya que la reacción de fisión aún no se había descubierto, ni siquiera se sospechaba de ella. En su lugar, Szilárd propuso utilizar mezclas de isótopos más ligeros conocidos que producían neutrones en grandes cantidades. Al año siguiente presentó una patente para su idea de un reactor nuclear simple. ^[3]

En 1936, Szilárd intentó crear una reacción en cadena utilizando berilio e indio, pero no tuvo éxito. La fisión nuclear fue descubierta por Otto Hahn y Fritz Strassmann en diciembre de 1938 ^[4] y explicada teóricamente en enero de 1939 por Lise Meitner y su sobrino Otto Robert Frisch . ^[5] En su segunda publicación sobre la fisión nuclear en febrero de 1939, Hahn y Strassmann utilizaron el término uranspaltung ( fisión del uranio ) por primera vez y predijeron la existencia y liberación de neutrones adicionales durante el proceso de fisión, abriendo la posibilidad de una reacción nuclear en cadena. ^[6]

Unos meses después, Frédéric Joliot-Curie , H. Von Halban y L. Kowarski en París ^[7] buscaron y descubrieron la multiplicación de neutrones en el uranio, demostrando que una reacción nuclear en cadena por este mecanismo era de hecho posible. El 4 de mayo de 1939, Joliot-Curie, Halban y Kowarski presentaron tres patentes. Las dos primeras describían la producción de energía a partir de una reacción nuclear en cadena, la última llamada Perfectionnement aux charges explosives fue la primera patente para la bomba atómica y está presentada como patente No. 445686 por la Caisse nationale de Recherche Scientifique . ^[8] En paralelo, Szilárd y Enrico Fermi en Nueva York hicieron el mismo análisis. ^[9] Este descubrimiento motivó la carta de Szilárd y firmada por Albert Einstein al presidente Franklin D. Roosevelt , advirtiendo de la posibilidad de que la Alemania nazi pudiera estar intentando construir una bomba atómica. ^[10]

El 2 de diciembre de 1942, un equipo dirigido por Fermi (y que incluía a Szilárd) produjo la primera reacción nuclear en cadena artificial autosostenida con el reactor experimental Chicago Pile-1 en una cancha de raqueta debajo de las gradas del Stagg Field en la Universidad de Chicago . Los experimentos de Fermi en la Universidad de Chicago fueron parte del Laboratorio Metalúrgico de Arthur H. Compton del Proyecto Manhattan ; el laboratorio pasó a llamarse Laboratorio Nacional Argonne y se le asignó la tarea de realizar investigaciones para aprovechar la fisión para la energía nuclear. ^[11]

En 1956, Paul Kuroda, de la Universidad de Arkansas, postuló que es posible que alguna vez haya existido un reactor de fisión natural. Dado que las reacciones nucleares en cadena pueden requerir únicamente materiales naturales (como agua y uranio, si el uranio tiene cantidades suficientes de ²³⁵ U ), era posible que estas reacciones en cadena ocurrieran en el pasado lejano, cuando las concentraciones de uranio-235 eran más altas que hoy y donde existía la combinación adecuada de materiales dentro de la corteza terrestre . El uranio-235 constituía una proporción mayor del uranio en la Tierra en el pasado geológico debido a las diferentes vidas medias de los isótopos .²³⁵
U y²³⁸
U , el primero se desintegra casi un orden de magnitud más rápido que el segundo. La predicción de Kuroda se verificó con el descubrimiento de evidencia de reacciones nucleares en cadena naturales autosostenidas en el pasado en Oklo en Gabón en septiembre de 1972. ^[12] Para sostener una reacción en cadena de fisión nuclear con las proporciones isotópicas actuales en el uranio natural de la Tierra se requeriría la presencia de un moderador de neutrones como agua pesada o carbono de alta pureza (por ejemplo, grafito) en ausencia de venenos de neutrones , lo que es incluso más improbable que surja por procesos geológicos naturales que las condiciones en Oklo hace unos dos mil millones de años.

Las reacciones en cadena de fisión se producen debido a las interacciones entre neutrones e isótopos fisionables (como ^{el 235} U). La reacción en cadena requiere tanto la liberación de neutrones de los isótopos fisionables que experimentan fisión nuclear como la posterior absorción de algunos de estos neutrones en los isótopos fisionables. Cuando un átomo experimenta fisión nuclear, se expulsan unos pocos neutrones de la reacción (el número exacto depende de factores incontrolables e inmensurables; el número esperado depende de varios factores, generalmente entre 2,5 y 3,0). Estos neutrones libres interactuarán entonces con el medio circundante y, si hay más combustible fisionable, algunos pueden ser absorbidos y causar más fisiones. De este modo, el ciclo se repite para producir una reacción que se autosostene.

Las centrales nucleares funcionan controlando con precisión la velocidad a la que se producen las reacciones nucleares. Las armas nucleares, por otra parte, están diseñadas específicamente para producir una reacción tan rápida e intensa que no se puede controlar una vez que ha comenzado. Cuando se diseñan adecuadamente, esta reacción descontrolada dará lugar a una liberación de energía explosiva.

Las armas nucleares utilizan combustible de alta calidad y altamente enriquecido que excede el tamaño y la geometría críticos ( masa crítica ) necesarios para obtener una reacción en cadena explosiva. El combustible para fines energéticos, como en un reactor de fisión nuclear, es muy diferente y generalmente consiste en un material de óxido poco enriquecido (por ejemplo, dióxido de uranio , UO ₂ ). Hay dos isótopos primarios que se utilizan para las reacciones de fisión dentro de los reactores nucleares.

El primero y más común es el uranio-235 . Este es el isótopo fisible del uranio y constituye aproximadamente el 0,7% de todo el uranio natural . ^[13] Debido a la pequeña cantidad de ²³⁵ U que existe, se considera una fuente de energía no renovable a pesar de encontrarse en formaciones rocosas de todo el mundo. ^[14] El uranio-235 no se puede utilizar como combustible en su forma básica para la producción de energía; debe someterse a un proceso conocido como refinamiento para producir el compuesto UO ₂ . Luego, el UO ₂ se prensa y se forma en pellets de cerámica, que posteriormente se pueden colocar en barras de combustible. Esto es cuando el UO ₂ se puede utilizar para la producción de energía nuclear.

El segundo isótopo más común utilizado en la fisión nuclear es el plutonio-239 , porque puede volverse fisible con la interacción lenta de neutrones. Este isótopo se forma dentro de los reactores nucleares al exponer ^{el 238} U a los neutrones liberados durante la fisión. ^[15] Como resultado de la captura de neutrones , se produce el uranio-239, que sufre dos desintegraciones beta para convertirse en plutonio-239. El plutonio alguna vez estuvo presente como un elemento primordial en la corteza terrestre, pero solo quedan cantidades traza, por lo que es predominantemente sintético.

Otro combustible propuesto para reactores nucleares, que sin embargo no desempeña ningún papel comercial a partir de 2021, es el uranio-233 , que se "genera" mediante captura de neutrones y posteriores desintegraciones beta a partir del torio natural , que está compuesto casi en un 100% por el isótopo torio-232 . Esto se denomina ciclo del combustible del torio .

El isótopo fisionable uranio-235 en su concentración natural no es apto para la gran mayoría de los reactores nucleares. Para prepararlo para su uso como combustible en la producción de energía, debe enriquecerse. El proceso de enriquecimiento no se aplica al plutonio. El plutonio apto para reactores se crea como subproducto de la interacción neutrónica entre dos isótopos diferentes de uranio.

El primer paso para enriquecer el uranio comienza con la conversión del óxido de uranio (creado mediante el proceso de molienda del uranio) en una forma gaseosa. Este gas se conoce como hexafluoruro de uranio , que se crea combinando fluoruro de hidrógeno , flúor y óxido de uranio. El dióxido de uranio también está presente en este proceso y se envía para su uso en reactores que no requieren combustible enriquecido. El compuesto de hexafluoruro de uranio restante se drena en cilindros metálicos donde se solidifica. El siguiente paso es separar el hexafluoruro de uranio del U-235 empobrecido que queda. Esto generalmente se hace con centrífugas que giran lo suficientemente rápido como para permitir que la diferencia de masa del 1% en los isótopos de uranio se separe. Luego se utiliza un láser para enriquecer el compuesto de hexafluoruro. El paso final implica reconvertir el compuesto enriquecido nuevamente en óxido de uranio, dejando el producto final: óxido de uranio enriquecido. Esta forma de UO ₂ ahora se puede utilizar en reactores de fisión dentro de centrales eléctricas para producir energía.

Cuando un átomo fisionable sufre una fisión nuclear, se rompe en dos o más fragmentos de fisión. Además, se emiten varios neutrones libres, rayos gamma y neutrinos , y se libera una gran cantidad de energía. La suma de las masas en reposo de los fragmentos de fisión y los neutrones expulsados ​​es menor que la suma de las masas en reposo del átomo original y el neutrón incidente (por supuesto, los fragmentos de fisión no están en reposo). La diferencia de masa se tiene en cuenta en la liberación de energía según la ecuación E= ^Δmc2 :

masa de energía liberada =${\displaystyle {\frac {E}{c^{2}}}=m_{\text{original}}-m_{\text{final}}}$

Debido al valor extremadamente grande de la velocidad de la luz , c , una pequeña disminución en la masa está asociada con una tremenda liberación de energía activa (por ejemplo, la energía cinética de los fragmentos de fisión). Esta energía (en forma de radiación y calor) transporta la masa faltante cuando abandona el sistema de reacción (la masa total, al igual que la energía total, siempre se conserva ). Mientras que las reacciones químicas típicas liberan energías del orden de unos pocos eV (por ejemplo, la energía de enlace del electrón al hidrógeno es de 13,6 eV), las reacciones de fisión nuclear típicamente liberan energías del orden de cientos de millones de eV.

A continuación se muestran dos reacciones de fisión típicas con valores promedio de energía liberada y número de neutrones expulsados:

${\displaystyle {\begin{aligned}{\ce {^{235}U + neutron ->}}&\ {\text{fission fragments}}+2.4{\text{ neutrons}}+192.9{\text{ MeV}}\\{\ce {^{239}Pu + neutron ->}}&\ {\text{fission fragments}}+2.9{\text{ neutrons}}+198.5{\text{ MeV}}\end{aligned}}}$^[16]

Tenga en cuenta que estas ecuaciones se refieren a fisiones causadas por neutrones de movimiento lento (térmicos). La energía promedio liberada y la cantidad de neutrones expulsados ​​es una función de la velocidad del neutrón incidente. ^[16] Además, tenga en cuenta que estas ecuaciones excluyen la energía de los neutrinos, ya que estas partículas subatómicas son extremadamente no reactivas y, por lo tanto, rara vez depositan su energía en el sistema.

El tiempo de vida de un neutrón inmediato , , es el tiempo promedio entre la emisión de neutrones y su absorción en el sistema o su escape del sistema. ^[17] Los neutrones que se producen directamente de la fisión se denominan " neutrones inmediatos ", y los que son el resultado de la desintegración radiactiva de fragmentos de fisión se denominan " neutrones retardados ". El término tiempo de vida se utiliza porque la emisión de un neutrón a menudo se considera su "nacimiento", y la absorción posterior se considera su "muerte". ${\displaystyle l}$

En los reactores de fisión térmica (neutrones lentos), la vida útil típica de un neutrón inmediato es del orden de 10 ⁻⁴ segundos, y en los reactores de fisión rápida, la vida útil de un neutrón inmediato es del orden de 10 ⁻⁷ segundos. ^[16] Estas vidas útiles extremadamente cortas significan que en 1 segundo pueden pasar de 10 000 a 10 000 000 de vidas útiles de neutrones. La vida útil promedio de un neutrón inmediato (también denominada adjunta no ponderada ) tiene en cuenta todos los neutrones inmediatos independientemente de su importancia en el núcleo del reactor ; la vida útil efectiva de un neutrón inmediato (denominada adjunta ponderada sobre el espacio, la energía y el ángulo) se refiere a un neutrón con importancia promedio. ^[18]

El tiempo medio de generación , Λ, es el tiempo promedio desde la emisión de un neutrón hasta la captura que da lugar a la fisión. ^[16] El tiempo medio de generación es diferente de la vida media del neutrón porque el tiempo medio de generación solo incluye las absorciones de neutrones que conducen a reacciones de fisión (no otras reacciones de absorción). Los dos tiempos están relacionados por la siguiente fórmula:

${\displaystyle \Lambda ={\frac {l}{k}}}$

En esta fórmula, k es el factor de multiplicación de neutrones efectivo, que se describe a continuación.

El factor de multiplicación de neutrones efectivos de la fórmula de seis factores , k , es el número promedio de neutrones de una fisión que causan otra fisión. Los neutrones restantes son absorbidos en reacciones que no son de fisión o abandonan el sistema sin ser absorbidos. El valor de k determina cómo se desarrolla una reacción nuclear en cadena:

• k < 1 ( subcriticidad ): el sistema no puede sostener una reacción en cadena y cualquier inicio de reacción en cadena se extingue con el tiempo. Por cada fisión que se induce en el sistema, se produce un total promedio de 1/(1 −  k ) fisiones. Los reactores subcríticos propuestos hacen uso del hecho de que una reacción nuclear sostenida por una fuente de neutrones externa puede "apagarse" cuando se retira la fuente de neutrones. Esto proporciona un cierto grado de seguridad inherente .
• k = 1 ( criticidad ): cada fisión provoca una fisión más en promedio, lo que da como resultado un nivel de fisión (y de potencia) constante. Las centrales nucleares funcionan con k = 1 a menos que se aumente o disminuya el nivel de potencia.
• k > 1 ( supercriticidad ): por cada fisión en el material, es probable que haya " k " fisiones después del siguiente tiempo de generación medio (Λ). El resultado es que el número de reacciones de fisión aumenta exponencialmente, según la ecuación , donde t es el tiempo transcurrido. Las armas nucleares están diseñadas para operar en este estado. Hay dos subdivisiones de supercriticidad: inmediata y retardada.${\displaystyle e^{(k-1)t/\Lambda }}$

Al describir la cinética y la dinámica de los reactores nucleares, y también en la práctica del funcionamiento de los reactores, se utiliza el concepto de reactividad, que caracteriza la desviación del reactor del estado crítico: ρ = ( k  − 1)/ k . InHora (de la inversa de una hora , a veces abreviado ih o inhr) es una unidad de reactividad de un reactor nuclear.

En un reactor nuclear, k oscilará de hecho desde un poco menos de 1 a un poco más de 1, debido principalmente a efectos térmicos (cuanto más energía se produce, las barras de combustible se calientan y se expanden, lo que reduce su relación de captura y, por lo tanto, hace que k sea menor). Esto deja el valor promedio de k exactamente en 1. Los neutrones retardados juegan un papel importante en la sincronización de estas oscilaciones.

El factor de multiplicación de neutrones efectivo se puede describir utilizando el producto de seis factores de probabilidad que describen un sistema nuclear. Estos factores, tradicionalmente ordenados cronológicamente con respecto a la vida de un neutrón en un reactor térmico , incluyen la probabilidad de no fuga rápida , el factor de fisión rápida , la probabilidad de escape por resonancia , la probabilidad de no fuga térmica , el factor de utilización térmica y el factor de reproducción de neutrones (también llamado factor de eficiencia de neutrones). La fórmula de seis factores se escribe tradicionalmente de la siguiente manera:${\displaystyle k}$${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$${\displaystyle \varepsilon }$${\displaystyle p}$${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$${\displaystyle f}$${\displaystyle \eta }$

${\displaystyle k=P_{\mathrm {FNL} }\varepsilon pP_{\mathrm {TNL} }f\eta }$

Los factores se describen a continuación

• ${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$describe la probabilidad de que un neutrón rápido no escape del sistema sin interactuar.
  • Los límites de este factor son 0 y 1, donde el valor 1 describe un sistema en el que los neutrones rápidos nunca escaparán sin interactuar, es decir, un sistema infinito.
  • También escrito como${\displaystyle L_{f}}$
• ${\displaystyle \varepsilon }$es la relación entre las fisiones totales y las fisiones causadas únicamente por neutrones térmicos
  • Los neutrones rápidos tienen una pequeña probabilidad de causar fisiones en el uranio, específicamente en el uranio-238.
  • El factor de fisión rápida describe la contribución de las fisiones rápidas al factor de multiplicación de neutrones efectivo.
  • Los límites de este factor son 1 e infinito, y un valor de 1 describe un sistema en el que solo los neutrones térmicos causan fisiones. Un valor de 2 indicaría un sistema en el que los neutrones térmicos y rápidos causan cantidades iguales de fisiones.
• ${\displaystyle p}$es la relación entre el número de neutrones que inician la termalización y el número de neutrones que alcanzan energías térmicas.
  • Muchos isótopos tienen "resonancias" en sus curvas de sección transversal de captura que ocurren en energías entre rápidas y térmicas.
  • Si un neutrón comienza a termalizarse (es decir, comienza a desacelerarse), existe la posibilidad de que sea absorbido por un material no multiplicador antes de que alcance la energía térmica.
  • Los límites de este factor son 0 y 1, donde el valor 1 describe un sistema en el que todos los neutrones rápidos que no se filtran ni causan fisiones rápidas eventualmente alcanzan energías térmicas.
• ${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$describe la probabilidad de que un neutrón térmico no escape del sistema sin interactuar.
  • Los límites de este factor son 0 y 1, donde el valor 1 describe un sistema en el que los neutrones térmicos nunca escaparán sin interactuar, es decir, un sistema infinito.
  • También escrito como${\displaystyle L_{th}}$
• ${\displaystyle f}$es la relación entre el número de neutrones térmicos absorbidos por los núcleos fisionables y el número de neutrones absorbidos por todos los materiales del sistema.
  • Este factor describe la eficiencia de la utilización de neutrones térmicos en el sistema, de ahí el nombre de factor de utilización térmica.
  • Los límites de este factor son 0 y 1, y el valor 1 describe un sistema en el que todo el sistema está formado por núcleos fisionables (es decir, los neutrones térmicos solo pueden reaccionar con materiales fisionables). De manera similar, un valor de 0,5 describe un sistema en el que las reacciones con núcleos fisionables y no fisionables son iguales.
  • En un reactor nuclear convencional, este factor es el único que puede ser controlado directamente por el operador. Mediante manipulaciones en las barras de control , se puede aumentar la cantidad de neutrones que se absorben en los núcleos no fisionables y, al mismo tiempo, disminuir la cantidad de neutrones absorbidos en los núcleos fisionables.
• ${\displaystyle \eta }$describe la probabilidad de que un neutrón absorbido provoque una reacción de fisión.
  • Este factor describe el comportamiento del material fisible, específicamente si se absorbe un neutrón, qué probabilidad hay de que cause una fisión y cuántos neutrones produce la fisión.

En un medio infinito, el factor de multiplicación puede describirse mediante la fórmula de cuatro factores , que es la misma que la descrita anteriormente, con y ambos iguales a 1.${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$

No todos los neutrones se emiten como producto directo de la fisión; algunos se deben a la desintegración radiactiva de algunos de los fragmentos de fisión. Los neutrones que se producen directamente a partir de la fisión se denominan "neutrones inmediatos", y los que son resultado de la desintegración radiactiva de los fragmentos de fisión se denominan "neutrones retardados". La fracción de neutrones que se retrasan se denomina β, y esta fracción suele ser inferior al 1% de todos los neutrones de la reacción en cadena. ^[16]

Los neutrones retardados permiten que un reactor nuclear responda varios órdenes de magnitud más lentamente que lo que lo harían los neutrones rápidos por sí solos. ^[17] Sin neutrones retardados, los cambios en las tasas de reacción en los reactores nucleares ocurrirían a velocidades demasiado rápidas para que los humanos las puedan controlar.

La región de supercriticidad entre k = 1 y k = 1/(1 − β) se conoce como supercriticidad retardada (o criticidad retardada ). Es en esta región donde operan todos los reactores nucleares. La región de supercriticidad para k > 1/(1 − β) se conoce como supercriticidad inmediata (o criticidad inmediata ), que es la región en la que operan las armas nucleares.

El cambio en k necesario para pasar de crítico a crítico inmediato se define como un dólar .

Las armas de fisión nuclear requieren una masa de combustible fisible que sea supercrítica. Para una masa dada de material fisible, el valor de k puede aumentarse aumentando la densidad. Dado que la probabilidad por distancia recorrida de que un neutrón colisione con un núcleo es proporcional a la densidad del material, aumentar la densidad de un material fisible puede aumentar k . Este concepto se utiliza en el método de implosión para armas nucleares. En estos dispositivos, la reacción nuclear en cadena comienza después de aumentar la densidad del material fisible con un explosivo convencional.

En un arma de fisión de tipo cañón , dos masas subcríticas de combustible se juntan rápidamente. El valor de k para una combinación de dos masas es siempre mayor que el de sus componentes. La magnitud de la diferencia depende de la distancia, así como de la orientación física. El valor de k también se puede aumentar utilizando un reflector de neutrones que rodee el material fisible.

Una vez que la masa del combustible alcanza un nivel supercrítico inmediato, la potencia aumenta exponencialmente. Sin embargo, el aumento exponencial de la potencia no puede continuar durante mucho tiempo, ya que k disminuye cuando la cantidad de material de fisión restante disminuye (es decir, se consume por las fisiones). Además, se espera que la geometría y la densidad cambien durante la detonación, ya que el material de fisión restante se desgarra en la explosión.

La detonación de un arma nuclear implica llevar el material fisible a su estado supercrítico óptimo muy rápidamente (alrededor de un microsegundo , o una millonésima de segundo). Durante parte de este proceso, el conjunto es supercrítico, pero aún no está en un estado óptimo para una reacción en cadena. Los neutrones libres, en particular los de fisiones espontáneas , pueden hacer que el dispositivo experimente una reacción en cadena preliminar que destruya el material fisible antes de que esté listo para producir una gran explosión, lo que se conoce como predetonación . ^[19]

Para mantener baja la probabilidad de predetonación, se minimiza la duración del período de ensamblaje no óptimo y se utilizan materiales fisionables y de otro tipo que tienen bajas tasas de fisión espontánea. De hecho, la combinación de materiales tiene que ser tal que sea improbable que haya incluso una sola fisión espontánea durante el período de ensamblaje supercrítico. En particular, el método del cañón no se puede utilizar con plutonio.

Las reacciones en cadena dan lugar naturalmente a velocidades de reacción que crecen (o se reducen) exponencialmente , mientras que un reactor nuclear de potencia debe ser capaz de mantener la velocidad de reacción razonablemente constante. Para mantener este control, la criticidad de la reacción en cadena debe tener una escala de tiempo lo suficientemente lenta como para permitir la intervención de efectos adicionales (por ejemplo, barras de control mecánico o expansión térmica). En consecuencia, todos los reactores nucleares de potencia (incluso los reactores de neutrones rápidos ) dependen de neutrones retardados para su criticidad. Un reactor nuclear de potencia en funcionamiento fluctúa entre ser ligeramente subcrítico y ligeramente supercrítico retardado, pero siempre debe permanecer por debajo del crítico inmediato.

Es imposible que una planta de energía nuclear experimente una reacción nuclear en cadena que resulte en una explosión de potencia comparable a la de un arma nuclear, pero incluso explosiones de baja potencia de reacciones en cadena no controladas (que se considerarían "chisporroteos" en una bomba) aún pueden causar daños considerables y la fusión de un reactor . Por ejemplo, el desastre de Chernóbil implicó una reacción en cadena descontrolada, pero el resultado fue una explosión de vapor de baja potencia debido a la liberación relativamente pequeña de calor, en comparación con una bomba. Sin embargo, el complejo del reactor fue destruido por el calor, así como por la combustión normal del grafito expuesto al aire. ^[17] Tales explosiones de vapor serían típicas del ensamblaje muy difuso de materiales en un reactor nuclear, incluso en las peores condiciones.

Además, se pueden tomar otras medidas de seguridad. Por ejemplo, las centrales eléctricas autorizadas en los Estados Unidos requieren un coeficiente de reactividad de vacío negativo (esto significa que si se retira el refrigerante del núcleo del reactor, la reacción nuclear tenderá a detenerse, no a aumentar). Esto elimina la posibilidad de un accidente como el que ocurrió en Chernóbil (que fue causado por un coeficiente de vacío positivo). Sin embargo, los reactores nucleares aún son capaces de causar explosiones químicas más pequeñas incluso después de un apagado completo, como fue el caso del desastre nuclear de Fukushima Daiichi . En tales casos, el calor residual de desintegración del núcleo puede causar altas temperaturas si hay pérdida de flujo de refrigerante, incluso un día después de que se haya detenido la reacción en cadena (ver SCRAM ). Esto puede causar una reacción química entre el agua y el combustible que produce gas hidrógeno, que puede explotar después de mezclarse con aire, con graves consecuencias de contaminación, ya que el material de las barras de combustible aún puede estar expuesto a la atmósfera debido a este proceso. Sin embargo, tales explosiones no ocurren durante una reacción en cadena, sino como resultado de la energía de la desintegración beta radiactiva, después de que se haya detenido la reacción en cadena de fisión.

• Animación de reacción nuclear en cadena
• Bibliografía comentada sobre reacciones nucleares en cadena de la Biblioteca Digital Alsos
• Simulación estocástica en Java de una reacción nuclear en cadena Archivado el 11 de junio de 2011 en Wayback Machine por Wolfgang Bauer