Reacción en cadena
El objetivo de un rector nuclear es producir una reacción en cadena en un material fisionable, de manera auto-mantenida y controlada. Una reacción en cadena es auto-mantenida cuando no es necesario bombardear con partículas externas el combustible nuclear. La reacción en cadena es sostenida en el tiempo y auto-mantenida, si la masa del combustible nuclear es mayor que un cierto valor crítico. La masa crítica representa la cantidad de materia que es necesario tener para que la cantidad de neutrones producidos en el interior del material sea igual a la perdida a través de la superficie.
Una cantidad de masa menor es subcrítica, si la pérdida de neutrones favorece la disminución de las reacciones a medida que transcurre el tiempo. En cambio una masa supercrítica, produce un aumento de las reacciones con el trascurso del tiempo, pudiendo producirse una liberación explosiva de energía.
Por ejemplo, una cantidad de 50 kgs de uranio enriquecido al 90 % (de U-235), ensamblados en una esfera de 8 cm de radio, constituye la masa crítica del artefacto “Lady Godiva” (llamada así porque la esfera de uranio esta “desnuda”, sin otros materiales que la recubran), fue utilizada durante varios años para testes nucleares en Los Alamos.
Un reactor para generación de energía eléctrica siempre debe trabajar moderado, y ser auto sustentado.
Los neutrones producidos en un reactor rápido tienen energías entre 0.1-1 Mev. En un reactor termal existen materiales moderadores y el grueso de los neutrones tiene una energía menor que 0.1 ev. Los reactores térmicos, son llamados de este modo porque los neutrones libres son frenados hasta formar un gas diluido de neutrones a presión y temperatura ambiente. Los reactores rápidos usan directamente los neutrones rápidos, o energéticos, producidos en la reacción de fisión.
Un reactor puede usar diversos moderadores, que son los materiales que frenan los neutrones para mantener la reacción próxima a la criticalidad. Los moderadores pueden ser: agua pesada; agua liviana; grafito; o berilio. Los refrigerantes pueden ser: agua liviana; dióxido de carbono; sodio líquido; o helio. Fukushima usa agua liviana como moderador y refrigerante. En este caso el refrigerante también actúa como “reflector” impidiendo que los neutrones escapen del reactor.
La potencia generada por un reactor se calcula aproximadamente por la expresión (Murray):
P=n v N V sf w,
donde n es el numero de neutrones producido en cada fisión; v es la velocidad de los neutrones; N es el numero de núcleos de U-235 por unidad de volumen; V es el volumen del combustible; sf es la sección eficaz para fisión; correspondiente a la energía de los neutrones del reactor; y w es la energía producida por fisión. La eficiencia de un reactor nuclear es aproximadamente 1/3 de la energía termal producida. Por eso, se distingue entre MWt, megawatts de potencia térmica, o potencia total generada, de MWe, megawatts de potencia eléctrica, o potencia total eléctrica generada.
El combustible de un reactor puede ser uranio natural, que contiene U-235 al 0.7 %; uranio ligeramente enriquecido (al 3 %); o altamente enriquecido (al 90%). La riqueza del combustible depende del tipo de reactor.
Los reactores de Fukushima-Daiichi
La planta nuclear de Fukushima 1 posee seis reactores nucleares de tipo BWR (reactor de agua hirviente). Un reactor BWR, es un reactor térmico, que usa agua liviana como moderador y refrigerante, y trabaja con agua a una presión de 1000 psi y una temperatura de 550 grados Fahrenheit.
El combustible consiste en pellets cilíndricos de dióxido de uranio, de 1 cm de diámetro y 1.5 cm de largo, colocados dentro de unos tubos de zircaloy (una aleación que contiene zirconio). Estos tubos tienen 3.65 metros de largo y forman una varilla de combustible o pin.
Alrededor de 200 de estos pines son agrupados para formar un “elemento de combustible” de 20 cm de lado. Unos 180 elementos de combustible son ensamblados en una configuración cilíndrica para formar el núcleo del reactor. Toda esta estructura esta ensamblada en la vasija del reactor, hecha en acero de 12 metros de altura, 5 metros de diámetro y paredes de 30 cm de grosor. Las barras de control consisten en una aleación de cadmio, plata, e iridio. Las barras de control penetran en los espacios vacantes entre los pines, y su profundidad se puede variar dependiendo de la potencia que se quiera obtener.
El sistema está diseñado para que las barras de control entren automáticamente en el núcleo ante una falla del reactor.
El agua posee ácido bórico H3BO3 que sirve para absorber neutrones y evitar su multiplicación, en función del numero de átomos de boro; se dice que el ácido bórico “contamina” el reactor.
Además el reactor posee un escudo de cemento armado y acero, que evita la fuga de radiación o elementos radiactivos del reactor. También, sirve como barrera de protección ante un accidente nuclear (ver la figura). En total el rector posee tres contenedores: 1) la vasija del reactor, de acero, de mas de 20 cm de grosor, que alberga el reactor en si mismo; 2) el contenedor principal, de cemento armado, que recubre la vasija y la piscina de combustible usado; 3) el contenedor secundario, que es la estructura de mayor tamaño que puede verse desde el exterior de la usina. El contenedor secundario -externo- es lo que quedo destruido en las explosiones de hidrógeno.
Para una planta de 1000 MWe, se necesitan unos 400 kgs de uranio-235, por año, o sea unas 1.33 toneladas de combustible por año, aproximadamente.
Los pellets tienen un volumen de 1.18 cm3, como la densidad del uranio es 18.8 gr/cm3, la masa de cada pellet es de 22.15 gramos, un reactor debe tener unos ~58700 pellets.
Como el reactor tiene que ser cargado con combustible una vez por año aproximadamente, quiere decir que la cantidad de combustible colocada desde el principio es mayor que la necesaria para alcanzar el estado critico, por lo tanto esto debe ser compensado con las barras moderadoras, y con una mayor concentración de boro en el agua, para que el núcleo no se vuelva supercrítico.
Los reactores fueron diseñados para soportar un terremoto, específicamente, los reactores con mas problemas en este momento, las unidades 2 y 3, fueron diseñadas para soportar una aceleración de aproximadamente 4.12 m/s2 (la aceleración de la gravedad terrestre es 9.8 m/ s2).
La potencia máxima entregada por las unidades 2 y 3 era de 784 MW. Todas las unidades son alimentadas con dióxido de uranio, excepto la unidad 3 que utiliza MOX, una mezcla de dióxido de uranio y dióxido de plutonio. Un diagrama del reactor se muestra en la figura.
El combustible usado se almacena en la pileta indicada como SFP. La vasija del reactor esta indicado por las siglas RPV. La estructura de cemento armado (contenedor principal) esta indicado por SCWS, tiene forma de “lamparita” típica en los reactores MARK 1. WW es un recipiente toroidal que almacena el vapor de agua condensado en el interior del contenedor principal. Si la presión en la vasija aumenta de manera descontrolada, parte del vapor es eliminado en el contenedor principal (DW) y el agua condensada es recogida en el deposito toroidal WW. Para sacar los elementos de combustible de la vasija, es necesario inundar parte del edificio con agua para frenar los neutrones, en otras palabras es necesario llevar las barras usadas del reactor a la pileta, siempre bajo el agua. Por lo tanto, renovar el combustible del reactor es una tarea muy delicada.
continua...(buscar posts anteriores).
No comments:
Post a Comment