En ingeniería nuclear, un moderador de neutrones es un medio que reduce la velocidad de los neutrones rápidos, idealmente sin capturarlos, dejándolos como partículas térmicas con solo una mínima energía cinética. Estos neutrones térmicos son inmensamente más susceptibles que los neutrones rápidos a propagar una reacción nuclear en cadena de uranio-235 u otros isótopos fisibles al chocar con sus núcleos atómicos.
El agua (a veces llamada "agua ligera" en este contexto) es el moderador más utilizado (aproximadamente el 75% de los reactores del mundo). Las principales alternativas son grafito sólido (20% de los reactores) y agua pesada (5% de los reactores). El berilio también se ha utilizado en algunos tipos de reactores experimentales y se han sugerido los hidrocarburos como otra posibilidad.
Moderación Los neutrones normalmente están unidos a un núcleo atómico y no existen libres por mucho tiempo en la naturaleza. El neutrón no consolidado tiene un semivida de 10 minutos y 11 segundos. La liberación de neutrones del núcleo requiere exceder su energía de unión, que normalmente es de 7 a 9 MeV para la mayoría de los isótopos. Las fuentes de neutrones generan neutrones libres mediante distintas reacciones nucleares, incluidas la fisión nuclear y la fusión nuclear. Cualquiera que sea la fuente de neutrones, se liberan con energías de varios MeV.
Según el teorema de equipartición, el promedio de energía cinética se puede relacionar con la temperatura a través de la ecuación:
,
donde es la masa del neutrón, es la velocidad promedio de los neutrones al cuadrado y es la constante de Boltzmann. La temperatura neutrónica característica de estas partículas con energías de varios MeV es de varias decenas de miles de millones de grados kelvin.
La moderación es el proceso de reducción de la alta velocidad inicial (alta energía cinética) de los neutrones libres. Dado que la energía se conserva, esta reducción de la velocidad de los neutrones se produce mediante la transferencia de energía a un material denominado moderador.
La probabilidad de dispersión de un neutrón desde un núcleo viene dada por la sección transversal de dispersión. Las primeras colisiones con el moderador pueden tener una energía suficientemente alta como para excitar el núcleo del moderador. Tal colisión es inelástica, ya que parte de la energía cinética se transforma en energía potencial excitando parte de los grados de libertad internos del núcleo para alcanzar un estado excitado. A medida que disminuye la energía del neutrón, las colisiones se vuelven predominantemente elásticas, es decir, se conserva la energía cinética total y el momento del sistema (el del neutrón y el del núcleo).
Dadas las matemáticas de las colisiones elásticas, como los neutrones son muy ligeros en comparación con la mayoría de los núcleos, la forma más eficaz de eliminar la energía cinética del neutrón es elegir un núcleo moderador que tenga una masa casi idéntica.
Una colisión de un neutrón, que tiene una masa de 1, con un núcleo de 1H (un protón) podría provocar que el neutrón pierda prácticamente toda su energía en una sola colisión frontal. De manera más general, es necesario tener en cuenta tanto las colisiones indirectas como las frontales. La "reducción logarítmica media de la energía de los neutrones por colisión", , depende únicamente de la masa atómica, , del núcleo y viene dada por:
.
Esto puede aproximarse razonablemente a la forma muy simple . De esto se puede deducir , el número esperado de colisiones del neutrón con núcleos de un tipo determinado que se requiere para reducir la energía cinética de un neutrón de a :
.
Elección de materiales moderadores Algunos núcleos tienen secciones transversales de absorción más grandes que otros, lo que caracteriza su capacidad de eliminar neutrones libres del flujo. Por lo tanto, un criterio adicional para un moderador eficiente es aquel para el cual este parámetro es pequeño. La eficiencia moderadora da la relación entre las secciones transversales macroscópicas de dispersión, , ponderadas por dividido por el valor de la absorción , es decir, . Para un moderador compuesto de más de un elemento, como agua ligera o pesada, es necesario tener en cuenta el efecto moderador y absorbente tanto de los isótopos de hidrógeno como del átomo de oxígeno para calcular . Para llevar un neutrón de la energía de fisión de 2 MeV a un de 1 eV se necesita un esperado de 16 y 29 colisiones para H2O y D2O, respectivamente. Por lo tanto, los neutrones son moderados más rápidamente por el agua ligera, ya que H tiene un mucho más alto. Sin embargo, también tiene un mucho más alto, de modo que la eficiencia de moderación es casi 80 veces mayor para el agua pesada que para el agua ligera.
El moderador ideal es de baja masa, sección transversal de alta dispersión y sección transversal de baja absorción. Hidrógeno Deuterio Berilio Carbono Oxígeno UranioMasa de los núcleos (umas)1291216238Decremento de energía 10.72610.20780.15890.12090.0084Número de colisiones1825861141502172
Distribución de velocidades de neutrones en un medio moderado Después de suficientes impactos, la velocidad de los neutrones libres será comparable a la velocidad de los núcleos dada por el movimiento térmico. Estas partículas se denominan entonces neutrones térmicos y el proceso también puede denominarse termización. Una vez en equilibrio a una temperatura determinada, la distribución de velocidades (energías) esperadas de esferas rígidas que se dispersan elásticamente viene dada por la distribución de Maxwell-Boltzmann. Esto solo se modifica ligeramente en un moderador real debido a la dependencia de la velocidad (energía) de la sección transversal de absorción de la mayoría de los materiales, de modo que se absorben preferentemente los neutrones de baja velocidad,Neutron scattering lengths and cross sections V.F. Sears, Neutron News 3, No. 3, 26-37 (1992) de modo que la verdadera distribución de velocidad de los neutrones en el núcleo sería ligeramente más caliente de lo previsto.
Moderadores de reactores En un reactor de neutrones térmicos, cada núcleo de un elemento combustible pesado, como el uranio, puede absorber un neutrón libre de movimiento lento, lo que hace que se vuelva inestable y luego se divida (según el proceso de fisión nuclear) en dos átomos más pequeños ("productos de la fisión nuclear"). El proceso de fisión de los núcleos de 235U produce dos productos de fisión, dos o tres neutrones libres que se mueven rápidamente, más una cantidad de energía que se manifiesta principalmente en la energía cinética de los productos de fisión en retroceso. Los neutrones libres se emiten con una energía cinética de ~2 MeV cada uno. Debido a que en un evento de fisión de uranio se liberan más neutrones que los neutrones térmicos necesarios para iniciar el proceso, la reacción puede volverse autosostenida (una reacción en cadena) en condiciones controladas, liberando así una enorme cantidad de energía (consúltese el artículo sobre la fisión nuclear).
La probabilidad de que se produzcan más fisiones está determinada por la sección transversal de fisión, que depende de la velocidad (energía) de los neutrones incidentes. En el caso de los reactores térmicos, es mucho menos probable (aunque no imposible) que los neutrones de alta energía en el rango del MeV causen más fisiones. Los neutrones rápidos recién liberados, que se mueven a aproximadamente el 10% de la velocidad de la luz, deben ser ralentizados o moderados, normalmente a velocidades de unos pocos kilómetros por segundo, si se quiere que causen más fisiones en los núcleos vecinos del 235U y, por lo tanto, poder continuar la reacción en cadena. Esta velocidad resulta ser equivalente a temperaturas en el rango de unos pocos cientos de grados Celsius.
En todos los reactores moderados, algunos neutrones de todos los niveles de energía producirán fisión, incluidos los neutrones rápidos. Algunos reactores están más termizados que otros. Por ejemplo, en un reactor CANDU casi todas las reacciones de fisión son producidas por neutrones térmicos, mientras que en un reactor de agua a presión (PWR) una parte considerable de las fisiones son producidas por neutrones de mayor energía. En el propuesto reactor de agua supercrítica refrigerado por agua (SCWR), la proporción de fisiones rápidas puede exceder el 50%, lo que lo convierte técnicamente en un reactor de neutrones rápidos.
Un reactor de neutrones rápidos no utiliza moderador, sino que depende de la fisión producida por neutrones rápidos no moderados para sostener la reacción en cadena. En algunos diseños de reactores rápidos, hasta el 20% de las fisiones pueden provenir de la fisión directa de neutrones rápidos del uranio-238, un isótopo que no es fisible en absoluto con neutrones térmicos.
Los moderadores también se utilizan en fuentes de neutrones que no son reactores, como las de plutonio-berilio (usando la reacción (α,n)) y las fuentes de espalación (usando reacciones (p,xn) con elementos pesados ricos en neutrones como objetivos).
Forma y ubicación
La forma y ubicación del moderador pueden influir en gran medida en el coste y la seguridad de un reactor. Clásicamente, los moderadores eran bloques mecanizados con precisión de grafito de alta pureza con conductos integrados para disipar el calor. Estaban en la parte más caliente del reactor y, por lo tanto, sujetos a corrosión y ablación. En algunos materiales, incluido el grafito, el impacto de los neutrones con el moderador puede hacer que el moderador acumule cantidades peligrosas de energía de Wigner. Este problema condujo al grave incendio de Windscale, acontecido en 1957 en Windscale Piles, un complejo de reactores nucleares del Reino Unido. En un reactor moderado por grafito enfriado por dióxido de carbono donde el refrigerante y el moderador están en contacto entre sí, debe tenerse en cuenta la reacción de Boudouard. Este también es el caso si los elementos combustibles tienen una capa exterior de carbono (como en algunos combustibles combustibles nucleares) o si una capa interna de carbono queda expuesta por el fallo de una o varias capas externas.
Los moderadores de algunos reactores modulares de lecho de bolas no solo son simples, sino también económicos: el combustible nuclear está incrustado en esferas de carbón pirolítico de grado reactor, aproximadamente del tamaño de pelotas de tenis. Los espacios entre las bolas sirven como conductos. El reactor funciona por encima de la temperatura de recocido de Wigner para que el grafito no acumule cantidades peligrosas de energía de Wigner.