Física do reator nuclear - Nuclear reactor physics

A física de reatores nucleares é o campo da física que estuda e lida com o estudo aplicado e aplicações de engenharia da reação em cadeia para induzir uma taxa controlada de fissão em um reator nuclear para a produção de energia. A maioria dos reatores nucleares usa uma reação em cadeia para induzir uma taxa controlada de fissão nuclear em material físsil, liberando energia e nêutrons livres . Um reator consiste em um conjunto de combustível nuclear (um núcleo de reator ), geralmente rodeado por um moderador de nêutrons , como água normal , água pesada , grafite ou hidreto de zircônio , e equipado com mecanismos como hastes de controle que controlam a taxa da reação .

A física da fissão nuclear tem várias peculiaridades que afetam o projeto e o comportamento dos reatores nucleares. Este artigo apresenta uma visão geral da física dos reatores nucleares e seu comportamento.

Criticamente

Em um reator nuclear, a população de nêutrons em qualquer instante é uma função da taxa de produção de nêutrons (devido aos processos de fissão) e da taxa de perdas de nêutrons (devido aos mecanismos de absorção de não fissão e vazamento do sistema). Quando a população de nêutrons de um reator permanece estável de uma geração para a seguinte (criando tantos nêutrons novos quantos forem perdidos), a reação em cadeia de fissão é autossustentável e a condição do reator é referida como "crítica". Quando a produção de nêutrons do reator excede as perdas, caracterizadas pelo aumento do nível de potência, é considerada "supercrítica", e quando as perdas são dominantes é considerada "subcrítica" e apresenta potência decrescente.

A " fórmula dos seis fatores " é a equação do equilíbrio do ciclo de vida dos nêutrons, que inclui seis fatores separados, o produto dos quais é igual à razão do número de nêutrons em qualquer geração em relação à geração anterior; este parâmetro é chamado de fator de multiplicação efetivo k, também denotado por K _eff , onde k = Є L _f ρ L _th f η, onde Є = "fator de fissão rápida", L _f = "fator de não vazamento rápido", ρ = " probabilidade de escape de ressonância ", L _th = "fator térmico de não fuga", f = "fator de utilização do combustível térmico" e η = "fator de reprodução". Os fatores desta equação estão aproximadamente em ordem de ocorrência potencial para um nêutron nascido da fissão durante a operação crítica. Como já mencionado antes, k = (nêutrons produzidos em uma geração) / (nêutrons produzidos na geração anterior). Em outras palavras, quando o reator é crítico, k = 1; quando o reator é subcrítico, k <1; e quando o reator é supercrítico, k> 1.

A reatividade é uma expressão do afastamento da criticidade. δk = (k - 1) / k. Quando o reator é crítico, δk = 0. Quando o reator é subcrítico, δk <0. Quando o reator é supercrítico, δk> 0. A reatividade também é representada pela letra grega minúscula rho ( ρ ). A reatividade é comumente expressa em decimais ou porcentagens ou pcm (por cento mille) de Δk / k. Quando a reatividade ρ é expressa em unidades da fração de nêutrons atrasados β, a unidade é chamada de dólar .

Se escrevermos 'N' para o número de nêutrons livres em um núcleo de reator e para o tempo de vida médio de cada nêutron (antes de escapar do núcleo ou ser absorvido por um núcleo), então o reator seguirá a equação diferencial ( evolução equação ) ${\ displaystyle \ tau}$

{\ displaystyle {\ frac {dN} {dt}} = {\ frac {\ alpha N} {\ tau}}}

onde é uma constante de proporcionalidade, e é a taxa de variação da contagem de nêutrons no núcleo. Este tipo de equação diferencial descreve o crescimento exponencial ou decaimento exponencial , dependendo do sinal da constante , que é apenas o número esperado de nêutrons depois de decorrido o tempo de vida médio de um nêutron: ${\ displaystyle \ alpha}$ ${\ displaystyle dN / dt}$ ${\ displaystyle \ alpha}$

{\ displaystyle \ alpha = P_ {impact} P_ {fissão} n_ {avg} -P_ {absorb} -P_ {escape}}

Aqui, é a probabilidade de que um determinado nêutron atinja um núcleo de combustível, é a probabilidade de que o nêutron, tendo atingido o combustível, faça com que esse núcleo sofra fissão, é a probabilidade de que ele seja absorvido por algo diferente do combustível, e é a probabilidade de que "escape" deixando o núcleo completamente. é o número de nêutrons produzidos, em média, por um evento de fissão - é entre 2 e 3 para ²³⁵ U e ²³⁹ Pu. ${\ displaystyle P_ {impact}}$ ${\ displaystyle P_ {fissão}}$ ${\ displaystyle P_ {absorb}}$ ${\ displaystyle P_ {escape}}$ ${\ displaystyle n_ {média}}$

Se for positivo, então o núcleo é supercrítico e a taxa de produção de nêutrons aumentará exponencialmente até que algum outro efeito interrompa o crescimento. Se for negativo, então o núcleo é "subcrítico" e o número de nêutrons livres no núcleo encolherá exponencialmente até atingir um equilíbrio em zero (ou o nível de fundo da fissão espontânea). Se for exatamente zero, então o reator é crítico e sua saída não varia no tempo ( , de cima). ${\ displaystyle \ alpha}$ ${\ displaystyle \ alpha}$ ${\ displaystyle \ alpha}$ ${\ displaystyle dN / dt = 0}$

Os reatores nucleares são projetados para reduzir e . Estruturas pequenas e compactas reduzem a probabilidade de escape direto, minimizando a área de superfície do núcleo, e alguns materiais (como grafite ) podem refletir alguns nêutrons de volta para o núcleo, reduzindo ainda mais . ${\ displaystyle P_ {escape}}$ ${\ displaystyle P_ {absorb}}$ ${\ displaystyle P_ {escape}}$

A probabilidade de fissão,, depende da física nuclear do combustível e é frequentemente expressa como uma seção transversal . Os reatores são geralmente controlados por ajuste . As hastes de controle feitas de um material fortemente absorvente de nêutrons, como cádmio ou boro, podem ser inseridas no núcleo: qualquer nêutron que por acaso impactar a haste de controle é perdido na reação em cadeia, reduzindo . também é controlado pela história recente do próprio núcleo do reator ( veja abaixo ). ${\ displaystyle P_ {fissão}}$ ${\ displaystyle P_ {absorb}}$ ${\ displaystyle \ alpha}$ ${\ displaystyle P_ {absorb}}$

Fontes iniciais

O simples fato de uma montagem ser supercrítica não garante que ela contenha nêutrons livres. É necessário pelo menos um nêutron para "atingir" uma reação em cadeia e, se a taxa de fissão espontânea for suficientemente baixa, pode levar muito tempo (em reatores ²³⁵ U, até vários minutos) antes que um encontro casual de nêutrons inicie uma reação em cadeia mesmo que o reator seja supercrítico. A maioria dos reatores nucleares inclui uma fonte de nêutrons "inicial" que garante que sempre haja alguns nêutrons livres no núcleo do reator, de modo que uma reação em cadeia começará imediatamente quando o núcleo se tornar crítico. Um tipo comum de fonte de nêutrons de inicialização é uma mistura de um emissor de partículas alfa , como ²⁴¹ Am ( amerício-241 ), com um isótopo leve, como ⁹ Be ( berílio-9 ).

As fontes primárias descritas acima devem ser usadas com núcleos de reatores novos. Para reatores operacionais, fontes secundárias são usadas; na maioria das vezes uma combinação de antimônio com berílio . O antimônio é ativado no reator e produz fótons gama de alta energia , que produzem fótons de berílio.

O urânio-235 sofre uma pequena taxa de fissão espontânea natural, então sempre há alguns nêutrons sendo produzidos, mesmo em um reator totalmente desligado. Quando as hastes de controle são retiradas e a criticidade se aproxima, o número aumenta porque a absorção de nêutrons está sendo progressivamente reduzida, até que na criticidade a reação em cadeia se torna auto-sustentável. Observe que, embora uma fonte de nêutrons seja fornecida no reator, isso não é essencial para iniciar a reação em cadeia, seu objetivo principal é fornecer uma população de nêutrons de desligamento que seja detectável por instrumentos e, assim, tornar a abordagem crítica mais observável. O reator ficará crítico na mesma posição da haste de controle, esteja uma fonte carregada ou não.

Uma vez que a reação em cadeia é iniciada, a fonte de partida primária pode ser removida do núcleo para evitar danos do alto fluxo de nêutrons no núcleo do reator operacional; as fontes secundárias geralmente permanecem in situ para fornecer um nível de referência de fundo para o controle de criticidade.

Multiplicação subcrítica

Mesmo em um conjunto subcrítico, como um núcleo de reator desligado, qualquer nêutron perdido que por acaso esteja presente no núcleo (por exemplo, de fissão espontânea do combustível, de decaimento radioativo de produtos de fissão ou de uma fonte de nêutrons ) irá desencadear uma reação em cadeia exponencialmente decadente. Embora a reação em cadeia não seja autossustentável, ela atua como um multiplicador que aumenta o número de equilíbrio de nêutrons no núcleo. Este efeito de multiplicação subcrítica pode ser usado de duas maneiras: como uma prova de quão próximo um núcleo está da criticidade e como uma forma de gerar energia de fissão sem os riscos associados a uma massa crítica.

Se é o fator de multiplicação de nêutrons de um núcleo subcrítico e é o número de nêutrons que chegam por geração no reator de uma fonte externa, então, no instante em que a fonte de nêutrons é ligada, o número de nêutrons no núcleo será . Após 1 geração, esses nêutrons irão produzir nêutrons no reator e o reator terá uma totalidade de nêutrons considerando os nêutrons recém-inseridos no reator. Da mesma forma, após 2 gerações, o número de nêutrons produzidos no reator será e assim por diante. Este processo continuará e depois de um longo tempo, o número de nêutrons no reator será, ${\ displaystyle k}$ ${\ displaystyle S_ {0}}$ ${\ displaystyle S_ {0}}$ ${\ displaystyle k \ times S_ {0}}$ ${\ displaystyle k \ times S_ {0} + S_ {0}}$ ${\ displaystyle k \ times (k \ times S_ {0} + S_ {0}) + S_ {0}}$

{\ displaystyle S_ {0} + k \ times S_ {0} + k \ times k \ times S_ {0} + \ ldots}

Esta série convergirá porque para o núcleo subcrítico ,. Portanto, o número de nêutrons no reator será simplesmente, ${\ displaystyle 0 <k <1}$

{\ displaystyle {\ frac {S_ {0}} {1-k}}}

A fração é chamada de fator de multiplicação subcrítico. ${\ displaystyle {\ frac {1} {1-k}}}$

Uma vez que a energia em um reator é proporcional ao número de nêutrons presentes no material de combustível nuclear (material no qual a fissão pode ocorrer), a energia produzida por tal núcleo subcrítico também será proporcional ao fator de multiplicação subcrítico e à força da fonte externa.

Como técnica de medição, a multiplicação subcrítica foi usada durante o Projeto Manhattan nos primeiros experimentos para determinar as massas críticas mínimas de ²³⁵ U e de ²³⁹ Pu. Ele ainda é usado hoje para calibrar os controles de reatores nucleares durante a inicialização, pois muitos efeitos (discutidos nas seções a seguir) podem alterar as configurações de controle necessárias para atingir a criticidade em um reator. Como uma técnica de geração de energia, a multiplicação subcrítica permite a geração de energia nuclear para fissão onde uma montagem crítica é indesejável por razões de segurança ou outras razões. Uma montagem subcrítica junto com uma fonte de nêutrons pode servir como uma fonte estável de calor para gerar energia a partir da fissão.

Incluindo o efeito de uma fonte de nêutrons externa ("externa" ao processo de fissão, não fisicamente externa ao núcleo), pode-se escrever uma equação de evolução modificada:

{\ displaystyle {\ frac {dN} {dt}} = {\ frac {\ alpha N} {\ tau}} + R_ {ext}}

onde é a taxa na qual a fonte externa injeta nêutrons no núcleo. Em equilíbrio , o núcleo não está mudando e dN / dt é zero, então o número de equilíbrio de nêutrons é dado por: ${\ displaystyle R_ {ext}}$

{\ displaystyle N = - {\ frac {\ tau R_ {ext}} {\ alpha}}}

Se o núcleo é subcrítico, então é negativo, então há um equilíbrio com um número positivo de nêutrons. Se o núcleo está próximo da criticidade, ele é muito pequeno e, portanto, o número final de nêutrons pode ser arbitrariamente grande. ${\ displaystyle \ alpha}$ ${\ displaystyle \ alpha}$

Moderadores de nêutrons

Para melhorar e permitir uma reação em cadeia, os reatores alimentados com urânio natural ou de baixo enriquecimento devem incluir um moderador de nêutrons que interage com nêutrons rápidos recém-produzidos de eventos de fissão para reduzir sua energia cinética de vários MeV para energias térmicas de menos de um eV , tornando-os mais propensos a induzir a fissão. Isso ocorre porque o ²³⁵ U tem uma seção transversal maior para nêutrons lentos e também porque o ²³⁸ U tem muito menos probabilidade de absorver um nêutron térmico do que um nêutron recém-produzido a partir da fissão. ${\ displaystyle P_ {fissão}}$

Moderadores de nêutrons são, portanto, materiais que reduzem a velocidade dos nêutrons. Os nêutrons são mais efetivamente retardados ao colidir com o núcleo de um átomo leve, sendo o hidrogênio o mais leve de todos. Para serem eficazes, os materiais moderadores devem conter elementos leves com núcleos atômicos que tendem a espalhar nêutrons no impacto, em vez de absorvê-los. Além do hidrogênio, os átomos de berílio e carbono também são adequados para moderar ou desacelerar os nêutrons.

Moderadores de hidrogênio incluem água (H ₂ O), água pesada ( D ₂ O) e hidreto de zircônio (ZrH ₂ ), todos os quais funcionam porque um núcleo de hidrogênio tem quase a mesma massa de um nêutron livre: nêutron-H ₂ O ou Os impactos do neutron-ZrH ₂ excitam os modos rotacionais das moléculas (girando-as). Os núcleos de deutério (em água pesada) absorvem menos energia cinética do que os núcleos de hidrogênio leve, mas são muito menos propensos a absorver o nêutron impactante. A água ou a água pesada têm a vantagem de serem líquidos transparentes , de modo que, além de blindar e moderar o núcleo do reator, permitem a visualização direta do núcleo em funcionamento e também podem servir como fluido de trabalho para a transferência de calor.

O carbono na forma de grafite tem sido amplamente utilizado como moderador. Foi usado em Chicago Pile-1 , a primeira montagem crítica feita pelo homem do mundo, e era comum nos primeiros projetos de reatores, incluindo as usinas nucleares soviéticas RBMK , como a usina de Chernobyl .

Moderadores e projeto do reator

A quantidade e a natureza da moderação de nêutrons afetam a controlabilidade do reator e, portanto, a segurança. Como os moderadores reduzem a velocidade e absorvem nêutrons, há uma quantidade ideal de moderador a ser incluída em uma dada geometria do núcleo do reator. Menos moderação reduz a eficácia, reduzindo o prazo na equação de evolução, e mais moderação reduz a eficácia, aumentando o prazo. ${\ displaystyle P_ {fissão}}$ ${\ displaystyle P_ {escape}}$

A maioria dos moderadores se torna menos eficaz com o aumento da temperatura, portanto, os reatores sub-moderados são estáveis contra mudanças de temperatura no núcleo do reator: se o núcleo superaquecer, a qualidade do moderador é reduzida e a reação tende a desacelerar (há um " coeficiente de temperatura negativo "na reatividade do núcleo). A água é um caso extremo: em calor extremo, pode ferver, produzindo vazios efetivos no núcleo do reator sem destruir a estrutura física do núcleo; isso tende a interromper a reação e reduzir a possibilidade de derretimento do combustível . Over-moderado reactores são instáveis contra mudanças de temperatura (não é um "coeficiente de temperatura positivo" na reactividade do núcleo), e, assim, são menos inerentemente seguro do que nos núcleos sub-moderados.

Alguns reatores usam uma combinação de materiais moderadores . Por exemplo, os reatores de pesquisa do tipo TRIGA usam o moderador ZrH ₂ misturado com o combustível ²³⁵ U, um núcleo cheio de H ₂ O e moderador C (grafite) e blocos refletores ao redor da periferia do núcleo.

Nêutrons atrasados e controlabilidade

As reações de fissão e o subsequente escape de nêutrons acontecem muito rapidamente; isso é importante para armas nucleares , em que o objetivo é fazer com que um fosso nuclear libere o máximo de energia possível antes de explodir fisicamente . A maioria dos nêutrons emitidos por eventos de fissão são imediatos : eles são emitidos com eficácia instantaneamente. Uma vez emitido, a vida útil média do nêutron ( ) em um núcleo típico é da ordem de um milissegundo , então se o fator exponencial for tão pequeno quanto 0,01, então, em um segundo, a potência do reator irá variar por um fator de (1 + 0,01) ¹⁰⁰⁰ , ou mais de dez mil . As armas nucleares são projetadas para maximizar a taxa de crescimento de energia, com vidas úteis bem abaixo de um milissegundo e fatores exponenciais próximos a 2; mas essa variação rápida tornaria praticamente impossível controlar as taxas de reação em um reator nuclear. ${\ displaystyle \ tau}$ ${\ displaystyle \ alpha}$

Felizmente, o tempo de vida efetivo do nêutron é muito maior do que o tempo de vida médio de um único nêutron no núcleo. Cerca de 0,65% dos nêutrons produzidos pela fissão ²³⁵ U, e cerca de 0,20% dos nêutrons produzidos pela fissão ²³⁹ Pu, não são produzidos imediatamente, mas sim emitidos de um núcleo excitado após uma etapa de decaimento adicional. Nesta etapa, o decaimento radioativo adicional de alguns dos produtos de fissão (quase sempre decaimento beta negativo ), é seguido pela emissão imediata de nêutrons do produto filho excitado, com um tempo de vida médio do decaimento beta (e, portanto, a emissão de nêutrons) de cerca de 15 segundos. Esses chamados nêutrons atrasados aumentam a vida útil média efetiva dos nêutrons no núcleo, para quase 0,1 segundos, de modo que um núcleo com 0,01 aumentaria em um segundo por apenas um fator de (1 + 0,01) ¹⁰ , ou cerca de 1,1: um aumento de 10%. Esta é uma taxa de mudança controlável. ${\ displaystyle \ alpha}$

A maioria dos reatores nucleares são, portanto, operados em uma condição crítica retardada e subcrítica imediata : os nêutrons imediatos por si só não são suficientes para sustentar uma reação em cadeia, mas os nêutrons retardados constituem a pequena diferença necessária para manter a reação em andamento. Isso tem efeitos sobre como os reatores são controlados: quando uma pequena quantidade de haste de controle é deslizada para dentro ou para fora do núcleo do reator, o nível de energia muda a princípio muito rapidamente devido à multiplicação subcrítica imediata e então mais gradualmente, seguindo o crescimento exponencial ou decadência curva da reação crítica retardada. Além disso, aumentos na potência do reator podem ser realizados em qualquer taxa desejada simplesmente puxando um comprimento suficiente da haste de controle. No entanto, sem adição de um veneno de nêutron ou absorvedor de nêutron ativo, as diminuições na taxa de fissão são limitadas na velocidade, porque mesmo se o reator for considerado profundamente subcrítico para interromper a produção de nêutrons de fissão imediata, nêutrons atrasados são produzidos após o decaimento beta normal de produtos de fissão já existente, e esta produção de decaimento de nêutrons não pode ser alterada.

Cinética

A cinética do reator é descrita pelas equações de equilíbrio de nêutrons e núcleos (físseis, produtos de fissão).

Venenos do reator

Qualquer nuclídeo que absorve fortemente nêutrons é chamado de veneno do reator , porque tende a desligar (envenenar) uma reação em cadeia de fissão em andamento. Alguns venenos de reator são deliberadamente inseridos em núcleos de reator de fissão para controlar a reação; as hastes de controle de boro ou cádmio são o melhor exemplo. Muitos venenos de reatores são produzidos pelo próprio processo de fissão, e o acúmulo de produtos de fissão que absorvem nêutrons afeta tanto a economia do combustível quanto a controlabilidade dos reatores nucleares.

Venenos de longa duração e reprocessamento de combustível

Na prática, o acúmulo de venenos de reator no combustível nuclear é o que determina a vida útil do combustível nuclear em um reator: muito antes de todas as fissões possíveis terem ocorrido, o acúmulo de produtos de fissão absorvendo nêutrons de vida longa amortece a reação em cadeia. Esta é a razão pela qual o reprocessamento nuclear é uma atividade útil: o combustível nuclear usado contém cerca de 96% do material fissionável original presente no combustível nuclear recém-fabricado. A separação química dos produtos da fissão restaura o combustível nuclear para que possa ser usado novamente.

O reprocessamento nuclear é útil economicamente porque a separação química é muito mais simples de realizar do que a difícil separação de isótopos necessária para preparar o combustível nuclear do minério de urânio natural, de modo que, em princípio, a separação química produz mais energia gerada com menos esforço do que minerar, purificar e separar isotopicamente novos Minério de urânio. Na prática, tanto a dificuldade de lidar com os produtos da fissão altamente radioativos quanto outras preocupações políticas tornam o reprocessamento de combustível um assunto controverso. Uma dessas preocupações é o fato de que o combustível nuclear de urânio usado contém quantidades significativas de ²³⁹ Pu, um ingrediente principal em armas nucleares (ver reator de criação ).

Venenos de vida curta e controlabilidade

Os venenos de reatores de vida curta em produtos de fissão afetam fortemente como os reatores nucleares podem operar. Os núcleos de produtos de fissão instáveis transmutam em muitos elementos diferentes ( produtos de fissão secundários ) à medida que passam por uma cadeia de decaimento para um isótopo estável. O mais importante desses elementos é o xenônio , porque o isótopo ¹³⁵ Xe , um produto de fissão secundária com meia-vida de cerca de 9 horas, é um absorvedor de nêutrons extremamente forte. Em um reator operacional, cada núcleo de ¹³⁵ Xe torna-se ¹³⁶ Xe (que pode mais tarde sustentar o decaimento beta) por captura de nêutrons quase assim que é criado, de modo que não há acúmulo no núcleo. No entanto, quando um reator é desligado, o nível de ¹³⁵ Xe aumenta no núcleo por cerca de 9 horas antes de começar a decair. O resultado é que, cerca de 6 a 8 horas depois que um reator é desligado, pode se tornar fisicamente impossível reiniciar a reação em cadeia até que o ¹³⁵ Xe tenha a chance de se decompor nas próximas horas. Esse estado temporário, que pode durar vários dias e impedir o reinício, é chamado de poço de iodo ou envenenamento por xenônio. Essa é uma das razões pelas quais os reatores de energia nuclear são normalmente operados em um nível de energia uniforme o tempo todo.

^O acúmulo de ¹³⁵ Xe no núcleo de um reator torna extremamente perigoso operar o reator algumas horas após ele ter sido desligado. Como o ¹³⁵ Xe absorve nêutrons fortemente, iniciar um reator em uma condição de alto Xe requer puxar as hastes de controle do núcleo muito mais longe do que o normal. No entanto, se o reator atingir a criticidade, então o fluxo de nêutrons no núcleo torna-se alto e ¹³⁵ Xe é destruído rapidamente - isso tem o mesmo efeito que remover muito rapidamente uma grande extensão da haste de controle do núcleo e pode causar a reação de crescer muito rapidamente ou mesmo tornar-se crítico imediato .

¹³⁵ Xe desempenhou um grande papel no acidente de Chernobyl : cerca de oito horas após uma parada programada para manutenção, os trabalhadores tentaram colocar o reator em uma condição crítica de energia zero para testar um circuito de controle. Como o núcleo foi carregado com ¹³⁵ Xe da geração de energia do dia anterior, foi necessário retirar mais barras de controle para conseguir isso. Como resultado, a reação de overdrive cresceu rápida e incontrolavelmente, levando a uma explosão de vapor no núcleo e à destruição violenta da instalação.

Enriquecimento de urânio

Enquanto muitos físseis existem isótopos na natureza, a única forma útil físsil isótopo encontrado em qualquer quantidade é ²³⁵ U . Cerca de 0,7% do urânio na maioria dos minérios é o isótopo 235, e cerca de 99,3% é o isótopo 238 não físsil. Para a maioria dos usos como combustível nuclear, o urânio deve ser enriquecido - purificado de modo que contenha uma porcentagem maior de ²³⁵ U. Como ²³⁸ U absorve nêutrons rápidos, a massa crítica necessária para sustentar uma reação em cadeia aumenta à medida que o conteúdo de ²³⁸ U aumenta, atingindo infinito a 94% ²³⁸ U (6% ²³⁵ U). Concentrações abaixo de 6% ²³⁵ U não podem se tornar críticas rapidamente, embora sejam utilizáveis em um reator nuclear com moderador de nêutrons . Um estágio primário de arma nuclear usando urânio usa HEU enriquecido para ~ 90% ²³⁵ U, embora o estágio secundário frequentemente use enriquecimentos mais baixos. Reatores nucleares com moderador de água requerem pelo menos algum enriquecimento de ²³⁵ U. Reatores nucleares com água pesada ou moderação de grafite podem operar com urânio natural, eliminando por completo a necessidade de enriquecimento e evitando que o combustível seja útil para armas nucleares; os reatores CANDU usados em usinas canadenses são um exemplo desse tipo.

O enriquecimento de urânio é difícil porque as propriedades químicas de ²³⁵ U e ²³⁸ U são idênticas, então processos físicos como difusão gasosa , centrifugação de gás ou espectrometria de massa devem ser usados para separação isotópica com base em pequenas diferenças de massa. Como o enriquecimento é o principal obstáculo técnico à produção de combustível nuclear e armas nucleares simples, a tecnologia de enriquecimento é politicamente sensível.

Oklo: um reator nuclear natural

Os depósitos modernos de urânio contêm apenas até ~ 0,7% ²³⁵ U (e ~ 99,3% ²³⁸ U), o que não é suficiente para sustentar uma reação em cadeia moderada pela água comum. Mas ²³⁵ U tem uma meia-vida muito mais curta (700 milhões de anos) do que ²³⁸ U (4,5 bilhões de anos), então, no passado distante, a porcentagem de ²³⁵ U era muito maior. Cerca de dois bilhões de anos atrás, um depósito de urânio saturado de água (no que hoje é a mina Oklo no Gabão , na África Ocidental ) passou por uma reação em cadeia natural que foi moderada pelas águas subterrâneas e, presumivelmente, controlada pelo coeficiente de vazio negativo da água fervido com o calor da reação. O urânio da mina Oklo está cerca de 50% esgotado em comparação com outros locais: é apenas cerca de 0,3% a 0,7% ²³⁵ U; e o minério contém traços de filhas estáveis de produtos de fissão há muito decaídos.

Veja também

Referências

DOE Fundamentals Handbook: Nuclear Physics and Reactor Theory (PDF) . Departamento de Energia dos EUA . Janeiro de 1993. Arquivado do original (PDF) em 2013-12-03 . Obtido em 2012-01-02 .

links externos

Teoria da idade de Fermi

Notas sobre difusão nuclear pelo Dr. Abdelhamid Dokhane

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