Como funciona el Reactor..?

Dentro del Reactor, que ocurre..???

Vamos a simplificar y suponer que dentro del Reactor hay:

Así mismo tendremos en cuenta que el agua está a unos 300ºC y a 150 kg/cm2 de presión y que el combustible se halla a más de 1400ºC de temperatura.
El agua por si sola es un moderador de los neutrones. Me explico. Los neutrones proceden de las fisiones tal como indiqué en el Cap. anterior y gráficamente en la figura de la Sopa Nuclear y "nacen" a energías considerables. No obstante, dentro del medio en que se hallan pueden chocar con moleculas de H2O y al ser de tamaños similares frenarse, como cuando una bola de billar choca con otra y le cede toda o parte de su energía.

Así las cosas, en un momento determinado, los neutrones tienen 5 posibilidades dentro del Reactor, dependiendo de la energía que lleven y del lugar físico que ocupen, a saber:

  1. Que se pierdan, saliendo fuera del Reactor. (En parte gracias a esto, puede ser medida la potencia del mismo)
  2. Que se produzcan fisiones a bajas energías con el U235.
  3. Que se produzcan fisiones a altas energías con el U238.
  4. Que sean absorbidos por el combustible pero NO lo fisionen y
  5. Que sean absorbidos por el resto de los materiales.
Sea el instante T0, con una población neutrónica PN0. En un instante milésimas de tiempo después T1, la población será PN1.
Se dice que el reactor es:

La poténcia del Reactor es función de la cantidad de neutrones presentes en cada momento en el Reactor. Esto es evidente dado que a mas neutrones para una misma cantidad de Uranio, más probabilidades hay de que este sea fisionado.
Tambien la siguiente expresión formúla la Poténcia del Reactor.

P=P0e£/T

Siendo P0 la Poténcia en un momento inicial dado, £ el coeficiente de semidesintegración del Uranio y T el Periodo del Reactor. Este último se define como el tiempo que tarda el reactor en multiplicar su potencia en un valor igual al número e (2'167..) valor que puede ser positivo o negativo.

Las barras de control y el Acido Bórico disuelto en el agua colaboran fundamentalmente en que haya mas o menos neutrones libres en un momento dado ya que son VENENOS neutrónicos. En cada momento habrá un determinado número de neutrones por cm3 y si este número se mantiene, el reactor estará estable a una potencia determinada.
Pero hay UN elemento BASICO que juega un gran papel en la dinámica y comportamiento del reactor y este es la TEMPERATURA del agua y sobre todo, los cambios en la misma. Lo explico brevemente.

Para que se produzca una fisión, se necesita que la energía combinada entre en átomo de Uranio y el neutron, sea de un valor determinado y relativamente baja.
Por otra parte a medida que el agua este más caliente o sufra un brusco calentamiento, sus moléculas estaran mas "separadas", el agua se volverá menos "densa". Aparentemente por unidad de volumen, habrá menos moleculas de agua.
Cuando un neutrón aparece fruto de una fisión (se le llama neutrón RAPIDO), se mueve y tiene un gran probabilidad de chocar con las moléculas del agua y con ello perderá energía convirtiendose en los llamados neutrones LENTOS. Si las moléculas de agua estan muy juntas (el agua relativamente "fría"), el neutrón chocará con ellas y se frenará, perderá energía y la fisión será muy probable. Si el agua está muy caliente, al estar los átomos de la misma más "separados" será más difícil que el neutrón pierda energía por choques, pués por unidad de volúmen habrá menos.


Por tanto si el agua sufre por la causa que sea un calentamiento brusco, los neutrones encontraran "menos" moléculas de agua y se frenarán menos con lo cual la probabilidad de fisionar será menor. Ello significa que el agua del Reactor además de servir para "sacar" el calor producido por el Uranio, sirve para moderarlo, en el sentido que una subida inesperada de temperatura, frenará al Reactor ya que los neutrones seguiran siendo rápidos, pero con menos probabilidad de que causen fisión. Dicho en términos exactos, la Sección Eficaz de Fisión, será menos. Ya que salió esa palabra, diré que la Sección Eficaz de cualquier proceso en la fisión, es la probabilidad de que un neutrón sea absorbido para fisionarse o simplemente ser aborbido SIN fisión en el nucleo del U235.

A la capacidad del reactor de mantener o variar (por si solo o por causas inducidas) su "Población Neutrónica" y ser CRITICO, SUB o SUPER-CRITICO, se le llama

REACTIVIDAD

Este concepto es básico en la dinámica y estática del Reactor. De una manera simplista sería la variación de la población neutrónica. La expresaríamos así:

R= Nº de neutrones de una generación/Nº de neutrones de la generación anterior

Que variables influyen en ello..? Básicamente son las siguientes...

  1. Probabilidad de que los neutrones escapen fuera del Reactor (Er) Llamada tambien Probabilidad de Permanencia.
  2. Probabilidad de que NO fisionen al Uranio-238 siendo absorbidos simplemente (pU238 llamada resonancia).
  3. Probabilidad de que los neutrones LENTOS fisionen REALMENTE al U235 (pU235).
  4. Probabilidad de que ocurra una fisión siendo la energia de los neutrones alta (Fr o Fision Rápida).
La combinacion de estas 4 variables nos da el valor de la REACTIVIDAD que sería de la forma

R = Er . pU238 . pU235 . Fr

Finalmente, la fórmula que es más usada a efectos prácticos para dar el valor de la Reactividad, es la llamada Fórmula de Nordheim que tiene el siguiente aspecto:

R=ßeff/(1 + £.T)

En la que:

El término ßeff es la cantidad de neutrones lentos (térmicos) una vez han sido moderados y producidos en cada instante procedentes de fisión.

La Unidad de medida de la Reactividad se efectúa en unidades pcm o partes por cien mil.

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