Veneno de neutrones

En aplicaciones como los reactores nucleares , un veneno neutrónico (también llamado absorbedor de neutrones o veneno nuclear ) es una sustancia con una gran sección transversal de absorción de neutrones . ^[1] En tales aplicaciones, la absorción de neutrones normalmente es un efecto indeseable. Sin embargo, los materiales absorbentes de neutrones, también llamados venenos, se insertan intencionalmente en algunos tipos de reactores para reducir la alta reactividad de su carga inicial de combustible fresco. Algunos de estos venenos se agotan a medida que absorben neutrones durante el funcionamiento del reactor, mientras que otros permanecen relativamente constantes.

La captura de neutrones por productos de fisión de vida media corta se conoce como envenenamiento del reactor ; la captura de neutrones por productos de fisión de vida media larga o estables se llama escorificación del reactor . ^[2]

Algunos de los productos de fisión generados durante las reacciones nucleares tienen una alta capacidad de absorción de neutrones, como el xenón-135 (sección transversal microscópica σ = 2.000.000  barns (b); hasta 3 millones de barns en condiciones de reactor) ^[3] y el samario-149 (σ = 74.500 b). Debido a que estos dos venenos de productos de fisión eliminan neutrones del reactor, afectarán el factor de utilización térmica y, por lo tanto, la reactividad. El envenenamiento del núcleo de un reactor por estos productos de fisión puede llegar a ser tan grave que la reacción en cadena se detenga.

El xenón-135, en particular, afecta enormemente al funcionamiento de un reactor nuclear porque es el veneno neutrónico más potente conocido. La incapacidad de un reactor para reiniciarse debido a la acumulación de xenón-135 (alcanza un máximo después de unas 10 horas) a veces se denomina arranque impedido por xenón . El período de tiempo en el que el reactor no puede anular los efectos del xenón-135 se denomina tiempo muerto de xenón o interrupción del veneno . Durante los períodos de funcionamiento en estado estable, a un nivel de flujo de neutrones constante , la concentración de xenón-135 aumenta hasta su valor de equilibrio para esa potencia del reactor en unas 40 a 50 horas. Cuando se aumenta la potencia del reactor, la concentración de xenón-135 disminuye inicialmente porque la combustión aumenta en el nuevo nivel de potencia más alto. Por lo tanto, la dinámica del envenenamiento por xenón es importante para la estabilidad del patrón de flujo y la distribución geométrica de la potencia, especialmente en reactores físicamente grandes.

Como el 95% de la producción de xenón-135 se produce a partir de la desintegración del yodo-135 , que tiene una vida media de 6 a 7 horas, la producción de xenón-135 permanece constante; en este punto, la concentración de xenón-135 alcanza un mínimo. Luego, la concentración aumenta hasta el equilibrio para el nuevo nivel de potencia en el mismo tiempo, aproximadamente de 40 a 50 horas. La magnitud y la tasa de cambio de concentración durante el período inicial de 4 a 6 horas después del cambio de potencia dependen del nivel de potencia inicial y de la cantidad de cambio en el nivel de potencia; el cambio de concentración de xenón-135 es mayor para un cambio mayor en el nivel de potencia. Cuando se reduce la potencia del reactor, el proceso se invierte. ^[4]

Como el samario-149 no es radiactivo y no se elimina por desintegración, presenta problemas algo diferentes a los encontrados con el xenón-135. La concentración de equilibrio (y por lo tanto el efecto de envenenamiento) aumenta hasta un valor de equilibrio durante el funcionamiento del reactor en aproximadamente 500 horas (aproximadamente tres semanas), y como el samario-149 es estable, la concentración permanece esencialmente constante durante el funcionamiento del reactor. ^[5] Otro isótopo problemático que se acumula es el gadolinio-157 , con una sección transversal microscópica de σ = 200.000 b.

Existen otros muchos productos de fisión que, como resultado de su concentración y de su sección eficaz de absorción de neutrones térmicos, tienen un efecto de envenenamiento en el funcionamiento del reactor. Individualmente, tienen poca importancia, pero en conjunto tienen un efecto significativo. A menudo se los caracteriza como venenos de productos de fisión concentrados y se acumulan a un ritmo promedio de 50 barns por evento de fisión en el reactor. La acumulación de venenos de productos de fisión en el combustible eventualmente conduce a una pérdida de eficiencia y, en algunos casos, a la inestabilidad. En la práctica, la acumulación de venenos de reactor en el combustible nuclear es lo que determina la vida útil del combustible nuclear en un reactor: mucho antes de que se hayan producido todas las fisiones posibles, la acumulación de productos de fisión de larga duración que absorben neutrones amortigua la reacción en cadena. Esta es la razón por la que el reprocesamiento nuclear es una actividad útil: el combustible nuclear gastado sólido contiene aproximadamente el 97% del material fisionable original presente en el combustible nuclear recién fabricado. La separación química de los productos de fisión restaura el combustible para que pueda volver a usarse.

Otros enfoques potenciales para la eliminación de productos de fisión incluyen combustible sólido pero poroso que permite el escape de productos de fisión ^[6] y combustible líquido o gaseoso ( reactor de sal fundida , reactor homogéneo acuoso ). Estos alivian el problema de la acumulación de productos de fisión en el combustible, pero plantean el problema adicional de eliminar y almacenar de manera segura los productos de fisión. Algunos productos de fisión son estables o se desintegran rápidamente en nucleidos estables (aproximadamente media docena de cada uno). Algunos, como⁹⁹
Los Tc se proponen para la transmutación nuclear precisamente debido a su sección eficaz de captura no despreciable.

Otros productos de fisión con secciones transversales de absorción relativamente altas incluyen ⁸³ Kr, ⁹⁵ Mo, ¹⁴³ Nd, ¹⁴⁷ Pm. ^[7] Por encima de esta masa, incluso muchos isótopos de número de masa par tienen secciones transversales de absorción grandes, lo que permite que un núcleo absorba en serie múltiples neutrones. La fisión de actínidos más pesados ​​produce más productos de fisión más pesados ​​en el rango de los lantánidos, por lo que la sección transversal de absorción de neutrones total de los productos de fisión es mayor. ^[8]

En un reactor rápido, la situación de envenenamiento del producto de fisión puede diferir significativamente porque las secciones transversales de absorción de neutrones pueden diferir para neutrones térmicos y neutrones rápidos . En el reactor rápido refrigerado por plomo-bismuto RBEC-M , los productos de fisión con captura de neutrones de más del 5% de la captura total de productos de fisión son, en orden, ¹³³ Cs, ¹⁰¹ Ru, ¹⁰³ Rh, ⁹⁹ Tc, ¹⁰⁵ Pd y ¹⁰⁷ Pd en el núcleo , con ¹⁴⁹ Sm reemplazando ^{a 107} Pd por el sexto lugar en la capa de reproducción. ^[9]

Además de los venenos de los productos de fisión, otros materiales en el reactor se desintegran en materiales que actúan como venenos de neutrones. Un ejemplo de esto es la desintegración del tritio en helio-3 . Dado que el tritio tiene una vida media de 12,3 años, normalmente esta desintegración no afecta significativamente las operaciones del reactor porque la tasa de desintegración del tritio es muy lenta. Sin embargo, si se produce tritio en un reactor y luego se permite que permanezca en el reactor durante un período de apagado prolongado de varios meses, una cantidad suficiente de tritio puede desintegrarse en helio-3 para agregar una cantidad significativa de reactividad negativa. Cualquier helio-3 producido en el reactor durante un período de apagado se eliminará durante la operación posterior mediante una reacción neutrón-protón. ^{[ aclaración necesaria ]} Los reactores de agua pesada presurizada producirán cantidades pequeñas pero notables de tritio a través de la captura de neutrones en el moderador de agua pesada, que también se desintegrará en helio-3. Dado el alto valor de mercado tanto del tritio como del helio-3, el tritio se elimina periódicamente del moderador/refrigerante de algunos reactores CANDU y se vende con ganancias. ^[10] La boratación de agua (la adición de ácido bórico al moderador/refrigerante) que se emplea comúnmente en reactores de agua ligera presurizados también produce cantidades no despreciables de tritio a través de las reacciones sucesivas.¹⁰
₅B ( n , α )⁷
₃Li y⁷
₃Li (n,αn)³
₁T o (en presencia de neutrones rápidos )⁷
₃Li (n,2n)⁶
₃Li y posteriormente⁶
₃Li (n,α)³
₁T. Los neutrones rápidos también producen tritio directamente a partir del boro a través de¹⁰
₅B (n,2α)³
₁T. ^[11] Todos los reactores de fisión nuclear producen una cierta cantidad de tritio a través de la fisión ternaria . ^[12]

Durante el funcionamiento de un reactor, la cantidad de combustible contenida en el núcleo disminuye de manera monótona . Si el reactor va a funcionar durante un largo período de tiempo, se debe agregar combustible en exceso del necesario para la criticidad exacta cuando se carga el reactor. La reactividad positiva debido al exceso de combustible se debe equilibrar con la reactividad negativa del material absorbente de neutrones. Las barras de control móviles que contienen material absorbente de neutrones son un método, pero las barras de control solas para equilibrar el exceso de reactividad pueden resultar poco prácticas para un diseño de núcleo particular, ya que puede no haber suficiente espacio para las barras o sus mecanismos, en particular en submarinos, donde el espacio es particularmente escaso.

Para controlar grandes cantidades de exceso de reactividad del combustible sin barras de control, se cargan venenos combustibles en el núcleo. Los venenos combustibles son materiales que tienen una sección transversal de absorción de neutrones alta que se convierten en materiales de sección transversal de absorción relativamente baja como resultado de la absorción de neutrones. Debido a la combustión del material del veneno, la reactividad negativa del veneno combustible disminuye a lo largo de la vida del núcleo. Lo ideal sería que estos venenos disminuyeran su reactividad negativa al mismo ritmo en que se agota el exceso de reactividad positiva del combustible.

Los venenos combustibles fijos se utilizan generalmente en forma de compuestos de boro ^[13] o gadolinio que se moldean en pasadores o placas reticulares separados, o se introducen como aditivos al combustible. Dado que normalmente se pueden distribuir de forma más uniforme que las barras de control, estos venenos son menos perjudiciales para la distribución de potencia del núcleo. Los venenos combustibles fijos también se pueden cargar de forma discreta en lugares específicos del núcleo para moldear o controlar los perfiles de flujo y evitar un flujo excesivo y picos de potencia cerca de ciertas regiones del reactor. Sin embargo, la práctica actual es utilizar venenos no combustibles fijos en este servicio. ^[14]

Un veneno no combustible es aquel que mantiene un valor de reactividad negativo constante durante la vida útil del núcleo. Si bien ningún veneno neutrónico es estrictamente no combustible, ciertos materiales pueden tratarse como venenos no combustibles en determinadas condiciones. Un ejemplo es el hafnio . Tiene cinco isótopos estables ,¹⁷⁶
alta frecuencia
a través de¹⁸⁰
alta frecuencia
, que pueden absorber neutrones, por lo que los primeros cuatro no sufren cambios químicos al absorber neutrones. (Una absorción final produce¹⁸¹
alta frecuencia
, que se desintegra en beta¹⁸¹
Ejército de reserva
.) Esta cadena de absorción produce un veneno combustible de larga duración que se aproxima a las características de un veneno no combustible. ^[15]

Los venenos solubles, también llamados calce químico , producen una absorción de neutrones espacialmente uniforme cuando se disuelven en el agua refrigerante . El veneno soluble más común en los reactores de agua a presión (PWR) comerciales es el ácido bórico , que a menudo se conoce como boro soluble . El ácido bórico en el refrigerante disminuye el factor de utilización térmica, lo que provoca una disminución de la reactividad. Al variar la concentración de ácido bórico en el refrigerante, un proceso conocido como boratación y dilución, se puede variar fácilmente la reactividad del núcleo. Si se aumenta la concentración de boro (boración), el refrigerante/moderador absorbe más neutrones, lo que agrega reactividad negativa. Si se reduce la concentración de boro (dilución), se agrega reactividad positiva. El cambio de la concentración de boro en un PWR es un proceso lento y se utiliza principalmente para compensar el agotamiento del combustible o la acumulación de veneno.

La variación en la concentración de boro permite minimizar el uso de barras de control, lo que da como resultado un perfil de flujo más plano sobre el núcleo que el que se puede producir mediante la inserción de barras. El perfil de flujo más plano se produce porque no hay regiones de flujo deprimido como las que se producirían en las proximidades de las barras de control insertadas. Este sistema no se usa ampliamente porque los productos químicos hacen que el coeficiente de reactividad de la temperatura del moderador sea menos negativo. ^[14] Todos los tipos de PWR comerciales que operan en los EE. UU. (Westinghouse, Combustion Engineering y Babcock & Wilcox) emplean boro soluble para controlar el exceso de reactividad. Los reactores de la Armada de los EE. UU. y los reactores de agua en ebullición no lo hacen. ^{[ cita requerida ]} Un problema conocido del ácido bórico es que aumenta los riesgos de corrosión, como se ilustra en un incidente de 2002 en la central nuclear de Davis-Besse . ^[16]

Los venenos solubles también se utilizan en los sistemas de parada de emergencia. Durante la parada de emergencia, los operadores pueden inyectar soluciones que contienen venenos neutrónicos directamente en el refrigerante del reactor. Se utilizan diversas soluciones acuosas, entre ellas el bórax y el nitrato de gadolinio (Gd(NO ₃ ) ₃ · x H ₂ O). ^[14]

• Manual de fundamentos del DOE: Física nuclear y teoría de reactores, vol. 2 (PDF) . Departamento de Energía de los Estados Unidos . Enero de 1993. Archivado desde el original (PDF) el 3 de diciembre de 2013 . Consultado el 23 de septiembre de 2012 .