Ciclo de vida del neutrón [CONTENT ?/?]

Cada neutrón tiene una historia

Un neutrón nacido de la fisión viaja por el reactor y finalmente hace una de cuatro cosas: provoca otra fisión, es absorbido sin provocar fisión, se escapa del reactor o decae (rara vez: la vida media del neutrón es de unos 10 minutos, demasiado lenta para importar en física de reactores). [CONTENT ?/?]

La relación entre el número de neutrones en una generación y el número de neutrones en la generación anterior es el factor de multiplicación k. [CONTENT ?/?]

- k < 1: subcrítico: la reacción en cadena se extingue [CONTENT ?/?]

- k = 1: crítico: la reacción en cadena se mantiene a potencia constante

- k > 1: supercrítico: la potencia está aumentando [CONTENT ?/?]

Un reactor en operación normal funciona exactamente con k = 1. Un reactor que está arrancando tiene brevemente k ligeramente por encima de 1. La parada implica que k se reduce muy por debajo de 1. [CONTENT ?/?]

Para entender qué controla k, utilizamos la fórmula de los cuatro factores para un reactor infinito (sin fugas): [CONTENT ?/?]

k∞ = η × ε × p × f [CONTENT ?/?]

Cada factor representa una etapa del ciclo de vida del neutrón. Vamos a repasar cada uno. [CONTENT ?/?]

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Fórmula de los cuatro factores [CONTENT ?/?]

k∞ = η × ε × p × f

η (eta), factor de reproducción: el número promedio de neutrones rápidos producidos por cada neutrón térmico absorbido en el combustible. Para U-235, η ≈ 2,07. Para Pu-239, η ≈ 2,11. Este es el factor de rendimiento: ¿cuántos neutrones nuevos nos da cada fisión? [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

ε (épsilon), factor de fisión rápida: tiene en cuenta las fisiones rápidas en U-238. Los neutrones rápidos nacidos de la fisión de U-235 pueden causar fisión en el abundante U-238 antes de que se ralenticen. ε ≈ 1,03–1,07 para un conjunto de combustible típico de LWR. Siempre es mayor que 1, una pequeña bonificación. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

p: probabilidad de escape de resonancia: la probabilidad de que un neutrón se ralentice desde energías rápidas hasta térmicas SIN ser capturado por los picos de resonancia del U-238. El U-238 tiene enormes secciones eficaces de captura de neutrones a energías específicas (picos de resonancia) en el rango epitérmico. En un LWR típico, p ≈ 0,75–0,80. Este es el término de mayor pérdida. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

f: factor de utilización térmica: la fracción de neutrones térmicos absorbidos en el combustible (en lugar de en el moderador, materiales estructurales o barras de control). f = Σ_combustible / Σ_total. En un LWR típico sin barras de control insertadas, f ≈ 0,71–0,75. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

Ejemplo: η=2,07, ε=1,04, p=0,77, f=0,73 → k∞ = 2,07 × 1,04 × 0,77 × 0,73 ≈ 1,21 [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

Esto significa que en un reactor infinito este combustible sería altamente supercrítico. Los reactores reales son finitos: las fugas reducen k por debajo de k∞. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

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Entendiendo los Cuatro Factores

Un operador de reactor nota que insertar barras de control más profundamente reduce la potencia del reactor. Las barras de control están hechas de material absorbente de neutrones (boro o hafnio) e insertadas en la región del combustible. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENIDO ?/?]

Fórmula de Seis Factores y Fuga

Los reactores reales son finitos

La fórmula de los cuatro factores supone un reactor infinito: ningún neutrón escapa. Los reactores reales tienen límites, y los neutrones cercanos a la superficie pueden salir y perderse. [CONTENT ?/?]

La fórmula de los seis factores añade dos probabilidades de no fuga: [CONTENT ?/?]

k_eff = η × ε × p × f × P_FNL × P_TNL [CONTENT ?/?]

- P_FNL: probabilidad de no fuga rápida: probabilidad de que un neutrón rápido NO se escape antes de termalizarse. Típicamente 0,97 en un LWR grande. [CONTENT ?/?]

- P_TNL: probabilidad de no fuga térmica: probabilidad de que un neutrón térmico NO se escape antes de ser absorbido. Típicamente 0,99 en un LWR grande. [CONTENT ?/?]

La fuga es la razón por la que los reactores pequeños son más difíciles de hacer críticos. Un reactor pequeño tiene una alta relación superficie-volumen: proporcionalmente más neutrones alcanzan el límite y escapan. [CONTENT ?/?]

El buckling geométrico B² cuantifica la tendencia a la fuga. Una esfera tiene la menor relación superficie-volumen y, por tanto, el menor B² para un volumen dado: esto explica por qué los núcleos de las bombas son esféricos (maximizando k_eff para una masa dada).

En un gran PWR comercial (1000 MWe), k∞ ≈ 1.2 al principio de la vida con las barras de control retiradas, pero las fugas y las barras de control hacen que k_eff sea exactamente 1.000 durante la operación. [CONTENT ?/?]

Neutrones prompt vs. neutrones retardados [CONTENT ?/?]

Por qué los reactores son controlables

Cuando el U-235 fisiona, la mayoría de los neutrones aparecen instantáneamente: son los neutrones prompt, emitidos en menos de 10⁻¹⁴ segundos tras la fisión. Aproximadamente el 99.35 % de todos los neutrones de fisión son prompt. [CONTENT ?/?]

El 0.65 % restante son neutrones retardados, emitidos segundos o minutos después por ciertos productos de fisión al decaer. El retraso promedio es de unos 13 segundos, aunque los grupos individuales varían entre 0.2 y 55 segundos. [CONTENT ?/?]

Esta pequeña fracción retardada (β = 0.0065 para U-235) es lo que hace que los reactores sean controlables. [CONTENT ?/?]

La criticalidad prompt ocurre cuando k_eff ≥ 1 solo con los neutrones prompt, sin necesidad de la fracción retardada. Este es el escenario de desastre. En criticalidad prompt, el período del reactor (tiempo para aumentar por un factor e) pasa de minutos a milisegundos. Ningún sistema mecánico puede responder tan rápido.

Criticalidad normal (k_eff = 1.000) depende de los neutrones retardados para mantener la reacción en cadena. El tiempo efectivo de generación de neutrones es ℓ_eff ≈ β/λ ≈ 0.0065/0.08 ≈ 0.08 segundos: lo suficientemente lento para que las barras de control mecánicas regulen la potencia. [CONTENT ?/?]

La condición para la criticidad inmediata es: k_eff ≥ 1 + β, es decir, k_eff ≥ 1.0065 para U-235. [CONTENT ?/?]

Llamamos a esto reactividad en exceso ρ ≥ β: el reactor está "supercrítico inmediato". [CONTENT ?/?]

El accidente SL-1 (1961) y el reactor RBMK-1000 de Chernóbil durante la prueba de 1986 alcanzaron ambos la criticidad inmediata. Ambos se destruyeron en menos de un segundo. [CONTENT ?/?]

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Por qué los neutrones retardados nos salvan [CONTENT ?/?]

Período del reactor y la ecuación de inhora [CONTENT ?/?]

Medición de la reactividad

Reactividad ρ significa ρ = (k-1)/k. En criticidad, ρ = 0. Subcrítico: ρ < 0. Supercrítico: ρ > 0. [CONTENT ?/?]

La unidad dólar ($) normaliza la reactividad a la fracción de neutrones retardados: 1$ = β ≈ 0.0065 para U-235. La criticidad prompt ocurre cuando ρ = 1$ = β.

Un cent = 0.01$. [CONTENT ?/?]

El período del reactor T es el tiempo que tarda la potencia en aumentar por un factor de e (≈2.718). Inserciones pequeñas de reactividad positiva dan períodos largos (estable, controlable). Al acercarse a la criticidad inmediata, el período se reduce hacia cero (inestable). [CONTENT ?/?]

La ecuación inhour relaciona la reactividad con el período del reactor. «Inhour» significa «hora inversa». La ecuación es: [CONTENT ?/?]

ρ = (ℓ/T) + Σᵢ [βᵢ / (1 + λᵢT)] [CONTENT ?/?]

Donde βᵢ y λᵢ son la fracción de rendimiento y la constante de desintegración de cada grupo de neutrones retardados (hay 6 grupos para el U-235), y ℓ es la vida media de los neutrones prompt. [CONTENT ?/?]

Para reactividad positiva pequeña (ρ << β), la ecuación da T ≈ β/(ρ·λ̄): el período del reactor es LARGO y controlable. [CONTENT ?/?]

Cuando ρ → β (acercándose a la criticidad inmediata), T → 0: el período se colapsa, la potencia aumenta explosivamente. [CONTENT ?/?]

Implicación práctica: Un arranque requiere reactividad positiva. El operador vigila el medidor del período del reactor. Un período de 30-60 segundos durante el arranque es normal. Un período inferior a 10 segundos activa un SCRAM (parada de emergencia).

Why We Need to Slow Neutrons Down [CONTENT ?/?]

Neutrones Rápidos vs. Neutrones Térmicos

Los neutrones nacidos de la fisión son rápidos: energías cinéticas alrededor de 1–2 MeV. La sección eficaz de fisión del U-235 a 1 MeV es de aproximadamente 1 barn (10⁻²⁴ cm²). [CONTENT ?/?]

Al reducir los neutrones hasta energías térmicas (~0,025 eV a temperatura ambiente), la sección eficaz de fisión del U-235 aumenta hasta unos 585 barns: casi 600 veces mayor. [CONTENT ?/?]

Esto explica por qué los reactores térmicos (LWR, CANDU, AGR) utilizan un moderador: un material que ralentiza los neutrones desde MeV hasta eV sin absorber demasiados. [CONTENT ?/?]

La termalización se produce mediante colisiones de dispersión elástica. Cada colisión transfiere parte de la energía cinética del neutrón al núcleo objetivo. La transferencia máxima de energía por colisión es: [CONTENT ?/?]

ΔE/E = 4A/(1+A)²

Donde A es la masa atómica del blanco. Para hidrógeno (A=1): ΔE/E = 1.0, un neutrón puede transferir TODA su energía en una sola colisión. Para carbono (A=12): ΔE/E = 0.28. Para uranio (A=238): ΔE/E = 0.017, prácticamente sin desaceleración. [CONTENT ?/?]

Esto explica por qué el hidrógeno (en el agua) es un moderador tan eficiente: puede termalizar un neutrón en ~18 colisiones. El carbono (grafito) necesita ~114 colisiones. Pero el hidrógeno también absorbe neutrones (más información a continuación). [CONTENT ?/?]

Comparación de moderadores: H₂O vs. D₂O vs. Grafito [CONTENT ?/?]

El compromiso del moderador

Un buen moderador debe: [CONTENT ?/?]

1. Tener baja masa atómica (transferencia eficiente de energía por colisión) [CONTENT ?/?]

2. Tener baja sección eficaz de absorción de neutrones (no robar los neutrones que estás frenando) [CONTENT ?/?]

Estos dos requisitos están en tensión para el hidrógeno ordinario.

Agua ligera (H₂O) [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Poder de moderación: muy alto (ξΣₛ ≈ 1.35 cm⁻¹) [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Sección eficaz de absorción (H): 0.33 barns: significativa [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Relación de moderación (ξΣₛ/Σₐ) ≈ 62 [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Resultado: excelente moderador, pero absorbe suficientes neutrones para que DEBES usar uranio enriquecido (3–5 % U-235) para compensar. El uranio natural (0.71 % U-235) no proporciona suficientes neutrones en exceso para superar la absorción del H₂O. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

Agua pesada (D₂O) [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Poder de moderación: menor que el del H₂O (ξΣₛ ≈ 0.18 cm⁻¹): requiere más colisiones [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Sección eficaz de absorción (D): 0.0005 barns: 660× menor que la del H

- Relación de moderación ≈ 5.500 [CONTENT ?/?]

- Resultado: el D₂O absorbe casi ningún neutrón. Se puede operar con uranio natural (0,71 % de U-235). Esto explica por qué los reactores CANDU usan combustible de uranio natural. [CONTENT ?/?]

Grafito (C) [CONTENT ?/?]

- Poder de moderación: moderado (ξΣₛ ≈ 0,064 cm⁻¹) [CONTENT ?/?]

- Sección eficaz de absorción (C): 0,0035 barns: baja, pero mayor que la del D₂O [CONTENT ?/?]

- Relación de moderación ≈ 170 [CONTENT ?/?]

- Resultado: se puede usar uranio natural o ligeramente enriquecido. Los reactores RBMK, Magnox y AGR usan grafito. El reactor de Chernóbil estaba moderado con grafito. [CONTENT ?/?]

Sodio (Na): no es un moderador térmico

- Los reactores rápidos refrigerados por sodio evitan deliberadamente la termalización de los neutrones. Los neutrones rápidos se utilizan directamente. No se necesita ni se desea moderador. El espectro rápido permite la reproducción de nuevo material fisionable (Pu-239 a partir de U-238). [CONTENT ?/?]

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Ventaja CANDU [CONTENT ?/?]

Reactores rápidos: no se necesita moderador [CONTENT ?/?]

Por qué los reactores rápidos refrigerados por sodio prescinden del moderador

Los reactores rápidos (SFR, LFR refrigerados por plomo) mantienen deliberadamente un espectro de neutrones rápidos. El refrigerante (sodio líquido o plomo) tiene alta masa atómica y baja sección eficaz de dispersión: no termaliza los neutrones. [CONTENT ?/?]

¿Por qué operar en espectro rápido? Dos razones: [CONTENT ?/?]

1. Fisión regenerativa: Los neutrones rápidos pueden convertir U-238 fértil en Pu-239 fisible de forma más eficiente que los reactores térmicos. El factor de regeneración (átomos fisibles nuevos creados por átomo fisible consumido) puede superar 1,0 en un reactor rápido; un reactor regenerador produce más combustible del que consume. El U-238 representa el 99,3 % del uranio natural, una fuente de combustible prácticamente inagotable si logramos regenerarlo. [CONTENT ?/?]

2. Transmutación: Los neutrones rápidos pueden fisionar actínidos de vida larga (Am-241, Np-237, Cm-244) que constituyen el principal riesgo radiológico a largo plazo en el combustible nuclear gastado. Quemarlos en un reactor rápido reduce la vida de los residuos de alta actividad de >100 000 años a ~1 000 años. [CONTENT ?/?]

La contrapartida: el sodio es químicamente reactivo con el agua y el aire (incendios de sodio), el espectro rápido implica secciones eficaces de fisión más bajas (menos eficiente por neutrón) y la ingeniería es más compleja.

De la Mina al Ensamblaje de Combustible [CONTENT ?/?]

La Etapa Inicial del Ciclo del Combustible

1. Minería: El mineral de uranio suele contener entre un 0,1 % y un 0,5 % de uranio en masa. Se extrae mediante minería a cielo abierto, subterránea o lixiviación in situ (ISL), donde una solución química disuelve el uranio bajo tierra. [CONTENT ?/?]

2. Molienda: El mineral se tritura y procesa químicamente para producir yellowcake (U₃O₈), que contiene aproximadamente un 85 % de uranio en masa. Los residuos de la molienda son ligeramente radiactivos y requieren una eliminación cuidadosa. [CONTENT ?/?]

3. Conversión: El yellowcake se convierte en hexafluoruro de uranio (UF₆), un gas a temperaturas moderadas. El UF₆ es el fluido de trabajo para el enriquecimiento. La reacción: U₃O₈ + HF → UF₄ → UF₆. [CONTENT ?/?]

4. Enriquecimiento: El uranio natural contiene un 99,3 % de U-238 y un 0,71 % de U-235. La mayoría de los reactores necesitan entre un 3 % y un 5 % de U-235. Dos procesos comerciales: [CONTENT ?/?]

Difusión gaseosa: El gas UF₆ se bombea a través de miles de barreras porosas. El U-235 es ligeramente más ligero que el U-238, por lo que el ²³⁵UF₆ difunde 1,004× más rápido que el ²³⁸UF₆ por etapa. Esto requiere cientos de etapas en cascada y una enorme cantidad de energía eléctrica (~2.400 kWh por SWU). Actualmente está en gran medida obsoleto.

Centrífuga de gas: UF₆ girado a 50 000–70 000 RPM. El ²³⁸UF₆ más pesado se concentra en la pared exterior; el ²³⁵UF₆ más ligero en el centro. Factor de separación ~1,3 por etapa (frente a 1,004 de la difusión). Usa ~50× menos electricidad. Estándar moderno. [CONTENT ?/?]

El enriquecimiento se mide en unidades de trabajo separativo (SWU). Producir 1 kg de uranio enriquecido al 5 % a partir de uranio natural requiere aproximadamente 8 SWU. [CONTENT ?/?]

5. Fabricación de combustible: El UF₆ enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio (UO₂), se prensa en pastillas cerámicas (~1 cm de diámetro, 1 cm de alto), se sinteriza a 1700 °C y se apila en tubos de aleación de circonio (Zircaloy) sellados: estos son las barras de combustible. Las barras se agrupan en un conjunto de combustible (p. ej., 17×17 = 289 barras para un conjunto PWR). Un PWR típico de 1000 MWe tiene ~193 conjuntos de combustible, con un total de ~80 toneladas de uranio. [CONTENT ?/?]

Niveles de enriquecimiento y aplicaciones: [CONTENT ?/?]

- Natural (0,71 %): CANDU, Magnox [CONTENT ?/?]

- Uranio poco enriquecido (LEU, <20 %): reactores de potencia comercial, 3–5 % para LWR [CONTENT ?/?]

- Uranio altamente enriquecido (HEU, ≥20 %): reactores navales (≥90 %), reactores de investigación [CONTENT ?/?]

- Grado armamentístico: ≥90 % U-235

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Centrifugadora vs. Difusión [CONTENT ?/?]

Combustible Gastado y Reprocesamiento [CONTENT ?/?]

El Final del Ciclo del Combustible

Después de 3–4 años en un reactor, el combustible gastado está físicamente caliente, intensamente radiactivo y aún contiene material fisible significativo: [CONTENT ?/?]

- ~94 % U-238 (empobrecido de U-235) [CONTENT ?/?]

- ~1 % U-235 (todavía fisible) [CONTENT ?/?]

- ~1 % Pu-239, Pu-240, Pu-241 (creados por captura neutrónica en U-238) [CONTENT ?/?]

- ~4 % productos de fisión (Cs-137, Sr-90, I-131 y ~200 más) [CONTENT ?/?]

- <0,1 % actínidos menores (Am, Np, Cm)

Ciclo de paso único: Política de EE. UU.: el combustible gastado se almacena en piscinas húmedas de combustible gastado (el agua blindaje la radiación y elimina el calor de decaimiento) durante 5–10 años, luego se transfiere a almacenamiento en contenedores secos. Sin reprocesamiento. Los residuos de alta actividad (HLW) están previstos para disposición geológica permanente (Yucca Mountain, actualmente paralizado). [CONTENT ?/?]

Reprocesamiento PUREX (Francia, Reino Unido, Japón, Rusia): El combustible gastado se disuelve en ácido nítrico. La extracción con solvente (fosfato de tributilo en queroseno) extrae selectivamente uranio y plutonio, dejando atrás los productos de fisión. El uranio recuperado (uranio reprocesado, RepU) puede reenriquecerse. El plutonio se mezcla con uranio empobrecido para fabricar combustible MOX (óxido mixto, ~5–7 % PuO₂). El MOX extiende los recursos de combustible ~10–20 %. [CONTENT ?/?]

Plutonio de grado armamentístico vs. plutonio de grado reactor: [CONTENT ?/?]

El uranio natural en un reactor produce Pu-239. Si permanece en el reactor el tiempo suficiente, la captura neutrónica sobre Pu-239 produce Pu-240. El plutonio de grado reactor (típicamente >18 % Pu-240) es problemático para armas porque el Pu-240 tiene una alta tasa de fisión espontánea: causa predetonación (fizzle) en diseños de tipo cañón. El plutonio de grado armamentístico requiere tiempos de irradiación cortos (<3 meses) para limitar la acumulación de Pu-240. Los reactores de potencia comerciales (ciclos de combustible largos de 18+ meses) producen plutonio de grado reactor no utilizable para armas. Esta es una barrera de proliferación deliberada en el ciclo de combustible de paso único. [CONTENT ?/?]

Valor diferencial e integral de las barras [CONTENT ?/?]

¿Cuánto vale una barra?

Valor de la barra es el cambio de reactividad causado por la inserción de una barra de control. No es constante: depende de dónde se inserte la barra en relación con la distribución del flujo neutrónico.

Valor diferencial de la barra (Δρ/Δx): el cambio de reactividad por unidad de inserción de la barra en una posición dada. Es máximo donde el flujo neutrónico es más alto: en el centro del núcleo. Es bajo cerca de la parte superior e inferior (regiones de bajo flujo). [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Valor integral de la barra: cambio total de reactividad desde completamente extraída hasta una profundidad de inserción dada. Forma una curva en S: cambio lento en la parte superior (bajo flujo), cambio rápido a través del centro (flujo máximo), cambio lento en la parte inferior. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Accidente de eyección de barra: Si una barra de control es eyectada repentinamente del núcleo (por ejemplo, por fallo del mecanismo de accionamiento de la barra), se produce una gran inserción positiva de reactividad en milisegundos. La magnitud depende del valor de la barra (desde pcm hasta varios dólares según la posición de la barra). Si el valor de la barra eyectada supera el umbral de criticidad instantánea (1$), se produce una excursión de criticidad instantánea. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Sombra de barra / interacción barra-barra: Insertar una barra reduce el flujo local, lo que reduce el valor de las barras cercanas. Los operadores deben tener en cuenta esta interacción al planificar los patrones de barras. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Materiales de las barras de control: Boro-10 (σₐ = 3.840 barns a 0,025 eV), hafnio (σₐ = 102 barns, moderado pero se quema lentamente, preferido para barras de larga duración), aleación de plata-indio-cadmio (usada en PWR, Ag proporciona respuesta rápida, In y Cd mantienen el valor a medida que se queman). [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Envenenamiento por xenón: el asesino invisible [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Xe-135: el absorbente de neutrones más potente conocido

Xenón-135 tiene una sección eficaz de absorción de neutrones térmicos de 2,6 millones de barns: con mucho la mayor de cualquier nucleido. A modo de comparación, la sección eficaz de fisión del U-235 es de 585 barns. Xe-135 es ~4.400 veces más absorbente por átomo.

Producción: El Xe-135 proviene principalmente de la desintegración del I-135 (yodo), que se produce directamente por fisión. Solo ~0,3 % del Xe-135 proviene directamente de la fisión; ~95 % llega a través de la cadena de desintegración: [CONTENT ?/?]

Te-135 → I-135 (vida media 6,6 h) → Xe-135 (vida media 9,2 h) → Cs-135 [CONTENT ?/?]

Eliminación: El Xe-135 se elimina por dos procesos: (1) desintegración radiactiva (vida media 9,2 h) y (2) absorción neutrónica (se “quema” por el flujo de neutrones). A alta potencia, la absorción neutrónica es el mecanismo dominante de eliminación. [CONTENT ?/?]

El pozo de yodo (transitorio de xenón): [CONTENT ?/?]

En operación en estado estacionario, la producción y eliminación del Xe-135 están equilibradas (valor del xenón ≈ -2 500 pcm en un PWR típico). [CONTENT ?/?]

Cuando un reactor se apaga, la absorción neutrónica del Xe-135 se detiene. Sin embargo, el I-135 sigue desintegrándose y generando nuevo Xe-135 durante varias horas. La concentración de Xe-135 aumenta durante 6–8 horas después del apagado: el pozo de yodo. [CONTENT ?/?]

Esto puede hacer que el reactor sea temporalmente imposible de reiniciar (xenón no puede ser compensado) si no hay suficiente reactividad excedente. [CONTENT ?/?]

La conexión con Chernóbil: El 26 de abril de 1986, la prueba de la Unidad 4 de Chernóbil se retrasó ~9 horas por demanda de la red. Durante ese tiempo se acumuló xenón. Para poder realizar la prueba, los operadores tuvieron que extraer casi todas las barras de control para superar el envenenamiento por xenón. Esto dejó al reactor prácticamente sin margen de apagado: una condición crítica para el accidente.

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Por qué el xenón hace que los reactores sean peligrosos después del apagado [CONTENT ?/?]

Envenenamiento por Samario [CONTENT ?/?]

Sm-149: El veneno de más largo plazo

Samario-149 es el segundo veneno de reactor más importante. Tiene una sección eficaz de absorción térmica de ~41.000 barns. [CONTENT ?/?]

Cadena de producción: Nd-149 → Pm-149 (vida media 53 h) → Sm-149 (estable) [CONTENT ?/?]

A diferencia del xenón, el Sm-149 es estable: no desaparece por desintegración. Solo puede eliminarse por absorción neutrónica. A potencia estacionaria, el Sm-149 alcanza una concentración de equilibrio que representa aproximadamente -700 pcm de reactividad. [CONTENT ?/?]

Al parar el reactor: se detiene la quema por neutrones, pero el Pm-149 sigue desintegrándose en Sm-149. Como el Sm-149 es estable, se acumula durante ~100 horas tras la parada, añadiendo unos -600 pcm adicionales de reactividad negativa. [CONTENT ?/?]

Al reiniciar: el flujo neutrónico quema el exceso de Sm-149. El envenenamiento por samario es menos grave que el del xenón (no existe un equivalente al «hueco de yodo»), pero debe tenerse en cuenta en la gestión de reactividad a largo plazo. [CONTENT ?/?]

En conjunto, el xenón y el samario representan aproximadamente entre -3.000 y -3.500 pcm de carga de reactividad en el pico tras la parada: esto debe compensarse retirando barras de control o mediante shim químico (ácido bórico en los PWR) al reiniciar.

¿Qué son los coeficientes de reactividad? [CONTENT ?/?]

La diferencia entre reactores seguros e inseguros

Un coeficiente de reactividad es el cambio en la reactividad por unidad de cambio en algún parámetro físico (temperatura, fracción de vacío, potencia). [CONTENT ?/?]

Coeficiente negativo: a medida que aumenta la potencia, la reactividad disminuye: el reactor es autolimitante. Un diseño inherentemente seguro. [CONTENT ?/?]

Coeficiente positivo: a medida que aumenta la potencia, la reactividad aumenta: el reactor amplifica las perturbaciones. Un diseño potencialmente inestable. [CONTENT ?/?]

El signo de los coeficientes de reactividad determina si un reactor es inherentemente seguro o requiere intervención activa para evitar un descontrol. Este es el parámetro de seguridad más importante en el diseño de reactores. [CONTENT ?/?]

Ensanchamiento Doppler: el mecanismo de seguridad más importante

Coeficiente Doppler de Reactividad

Ensanchamiento Doppler es un efecto cuántico-mecánico: a medida que aumenta la temperatura del combustible, el movimiento térmico de los núcleos de U-238 ensancha sus picos de resonancia de absorción de neutrones. [CONTENT ?/?]

En el rango de energía epitérmica (1 eV a 10 keV), el U-238 presenta enormes picos de absorción resonante. A baja temperatura, estos picos son estrechos: un neutrón debe tener una energía muy precisa para ser absorbido. Al aumentar la temperatura, los picos ensanchados absorben neutrones de un rango de energía más amplio. [CONTENT ?/?]

Efecto sobre p (probabilidad de escape de resonancia): al aumentar la temperatura del combustible → los picos de resonancia del U-238 se ensanchan → se capturan más neutrones durante la termalización → p disminuye → k disminuye → la potencia disminuye. [CONTENT ?/?]

El coeficiente Doppler (α_D) suele ser de -1 a -3 pcm/°C para combustible U-235/U-238. Es FUERTEMENTE negativo. [CONTENT ?/?]

Por qué es el mecanismo de seguridad principal: actúa instantáneamente (los cambios de temperatura ocurren a la velocidad del flujo de calor: milisegundos a segundos). Está siempre presente mientras haya U-238 en el combustible. No depende de ningún sistema activo ni de la acción del operador. No puede fallar. [CONTENT ?/?]

En cualquier excursión de reactividad (aumento repentino de potencia), el efecto Doppler actúa de inmediato y proporciona retroalimentación negativa antes de que cualquier sistema mecánico pueda responder. Esto explica por qué el combustible moderno de LWR (con más del 95 % de U-238 en la matriz del combustible) es inherentemente autolimitante. [CONTENT ?/?]

Nota sobre armas: el metal puro de U-235 o Pu-239 tiene casi nula retroalimentación Doppler. Esta es una de las razones por las que las armas utilizan material de alto enriquecimiento: el mecanismo de seguridad Doppler que hace seguros los reactores de potencia también limitaría el rendimiento de un arma.

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Coeficiente de Vacío: Lo que diferencia a los LWR de los RBMK [CONTENT ?/?]

El Coeficiente de Vacío y la Física de Chernóbil

El coeficiente de vacío (α_v) es el cambio en la reactividad por unidad de cambio en la fracción de vacío (fracción del refrigerante que ha hervido formando burbujas de vapor). [CONTENT ?/?]

En un Reactor de Agua Ligera (PWR o BWR): [CONTENT ?/?]

El agua actúa como refrigerante Y moderador. Si el agua hierve (se forman vacíos), se reduce la moderación. Menos moderación → menos neutrones térmicos → menos fisiones → la potencia disminuye. Además, el agua absorbe algunos neutrones: menos agua significa menos absorciones parásitas, lo cual es ligeramente positivo, pero la pérdida de moderación domina. [CONTENT ?/?]

Resultado: el coeficiente de vacío es negativo en los LWR (típicamente -100 a -200 pcm/% vacío). La pérdida de refrigerante reduce la potencia automáticamente. [CONTENT ?/?]

En el RBMK-1000 (reactor de Chernóbil):

El RBMK utilizaba grafito como moderador y agua solo como refrigerante. Si el agua hierve: [CONTENT ?/?]

- La moderación NO CAMBIA (el moderador de grafito no se modifica) [CONTENT ?/?]

- La absorción de neutrones en el agua DISMINUYE (menor absorción parásita) [CONTENT ?/?]

- Efecto neto: coeficiente de vacío positivo a baja potencia [CONTENT ?/?]

- A medida que aumenta la potencia, el agua hierve más, el coeficiente de vacío positivo añade más reactividad, lo que eleva aún más la potencia: un bucle de realimentación positiva. [CONTENT ?/?]

Magnitud del coeficiente de vacío positivo en el RBMK: A baja potencia con pocas barras de control insertadas, α_v ≈ +4 a +5 pcm/% vacío. Esto era conocido por los diseñadores soviéticos, pero se ocultó a los operadores de la planta. [CONTENT ?/?]

26 de abril de 1986: La Unidad 4 de Chernóbil operaba a baja potencia (~200 MWt, frente a los 3.200 MWt nominales) con la mayoría de las barras de control extraídas para superar el envenenamiento por xenón. En esta configuración: coeficiente de vacío positivo máximo, valor mínimo de las barras, potencia suprimida por xenón. Cuando la secuencia de prueba provocó un pico de potencia del reactor, el aumento de la ebullición hizo que el coeficiente de vacío añadiera reactividad, la potencia subió más rápido, más ebullición: realimentación positiva inestable. El reactor alcanzó criticidad instantánea y se destruyó en ~3 segundos. [CONTENT ?/?]

Por qué el RBMK se volvió inestable a baja potencia [CONTENT ?/?]

Coeficiente de temperatura del moderador y coeficiente de potencia

Otros coeficientes clave

Coeficiente de temperatura del moderador (MTC): cambio de reactividad por grado de cambio de temperatura del moderador. En un PWR: al aumentar la temperatura del agua, su densidad disminuye → menos moderador por unidad de volumen → menor termalización → menos neutrones térmicos → k disminuye. El MTC es negativo en los LWR (típicamente -20 a -80 pcm/°C). Es una especificación de seguridad obligatoria: las regulaciones de la US NRC exigen que el MTC ≤ 0 en todo momento. [CONTENT ?/?]

Coeficiente de temperatura del combustible (FTC): impulsado principalmente por el ensanchamiento Doppler (descrito anteriormente). Siempre fuertemente negativo en el combustible de LWR. [CONTENT ?/?]

Coeficiente de potencia: la retroalimentación total de reactividad de todas las fuentes por unidad de cambio de potencia. En un LWR bien diseñado: fuertemente negativo. Al aumentar la potencia → aumenta la temperatura del combustible (retroalimentación Doppler) → el moderador se calienta y genera huecos (retroalimentación MTC y de huecos) → la reactividad disminuye → la potencia se estabiliza. [CONTENT ?/?]

El efecto combinado: los reactores LWR son inherentemente autorregulados. Un operador que no haga nada observará que el reactor se estabiliza en un nivel de potencia donde la retroalimentación hace que k = 1,000. Esto no es un accidente: es un requisito de diseño deliberado. [CONTENT ?/?]

Un reactor con todos los coeficientes negativos nunca alcanzará criticidad prompt por un evento de retroalimentación térmica. La criticidad prompt en un LWR requiere una inserción externa de reactividad positiva mayor que el umbral de criticidad prompt (>β ≈ 0,0065). En la práctica, esto significa eyección de barras de control o dilución rápida de boro: ambos casos se analizan explícitamente en la base de diseño. [CONTENT ?/?]

Extracción de calor: del combustible al refrigerante

Mantener el combustible frío

La fisión produce calor principalmente como energía cinética de los fragmentos de fisión (~83 %) y radiación gamma prompt (~3 %), depositado casi por completo dentro del pellet de combustible. La desintegración beta de los productos de fisión (~4 %) y la desintegración gamma (~4 %) añaden calor con el tiempo: este es el calor de decaimiento, que continúa después del apagado. [CONTENT ?/?]

El calor de decaimiento sigue aproximadamente la regla de la forma-12: 1 minuto después del apagado, el calor de decaimiento ≈ 1 % de la potencia de operación. Después de 1 hora: ~0,4 %. Después de 1 día: ~0,2 %. Después de 1 semana: ~0,07 %. El calor de decaimiento de un reactor de 3 000 MWt 1 minuto después del apagado es ~30 MWt: suficiente para fundir el núcleo si se pierde la refrigeración. Esto explica por qué los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS) son tan críticos. [CONTENT ?/?]

Trayectoria del flujo de calor: Pellet de combustible → revestimiento de la barra de combustible (Zircaloy) → agua refrigerante → generador de vapor (PWR) o directamente al vapor (BWR) [CONTENT ?/?]

Perfil de temperatura: La temperatura en el centro del combustible en un PWR alcanza ~900–1 200 °C a plena potencia. Superficie del revestimiento de Zircaloy: ~300–350 °C. Refrigerante a granel: ~290–325 °C. El gradiente pronunciado desde el centro del pellet hasta el refrigerante significa que pequeños aumentos de potencia provocan grandes aumentos de temperatura del combustible: y una gran realimentación Doppler. [CONTENT ?/?]

Límite térmico clave: La temperatura en el centro del combustible debe permanecer por debajo del punto de fusión del UO₂ (~2 865 °C). La temperatura del revestimiento debe permanecer por debajo del umbral de oxidación del Zircaloy (~1 200 °C), por encima del cual el circonio reacciona exotérmicamente con el vapor: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂. Esta reacción produjo el hidrógeno que explotó en las Unidades 1, 3 y 4 de Fukushima. [CONTENT ?/?]

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Salida del Régimen de Ebullición Nucleada (DNB)

El Límite del Flujo de Calor Crítico

En un PWR, el refrigerante permanece líquido a una presión de ~155 bar (punto de ebullición ~345°C). Pequeñas burbujas de vapor nucleadas en la superficie del revestimiento son arrastradas por el flujo, ebullición nucleada, que en realidad proporciona una excelente transferencia de calor. [CONTENT ?/?]

Si el flujo de calor local supera un valor crítico (flujo de calor crítico, CHF), las burbujas se fusionan formando una película continua de vapor alrededor de la barra de combustible. Esta película de vapor actúa como aislante. El flujo de calor del combustible no puede ser eliminado por el vapor: la temperatura del revestimiento aumenta rápidamente. Esto se denomina salida de la ebullición nucleada (DNB) o excedencia del flujo de calor crítico. [CONTENT ?/?]

Consecuencia de la DNB: Sin una rápida restauración del flujo, la temperatura del revestimiento sube hacia 1.200°C, donde comienza la oxidación del Zircaloy, y luego hacia la fusión (~1.850°C). Los pellets de combustible se dispersan y los productos de fisión se liberan al refrigerante. [CONTENT ?/?]

MDNBR (relación mínima DNB): La relación entre el flujo de calor crítico local y el flujo de calor real, evaluada en la ubicación más limitante del núcleo. Se mantiene un límite de seguridad de MDNBR ≥ 1,3 en todo momento (margen de 1,3× respecto a la DNB). Este límite restringe la potencia máxima del reactor y las condiciones de flujo. [CONTENT ?/?]

Flujo bifásico: En un BWR, la ebullición en masa es intencional: el núcleo opera en flujo bifásico (agua + vapor). El límite equivalente en los BWR es la relación de potencia crítica (CPR) o relación de potencia crítica mínima (MCPR) ≥ 1,2. [CONTENT ?/?]

Perfil de temperatura del núcleo: El flujo de calor axial sigue el perfil de flujo neutrónico axial (aproximadamente un coseno truncado en un núcleo fresco). El flujo máximo (y el mayor riesgo de DNB) se encuentra en el plano medio del núcleo. El pico radial está en los ensamblajes centrales. El factor de canal caliente (Fq o F∆H) cuantifica cuánto más alta es la potencia local máxima respecto al promedio del núcleo: típicamente 2,5–3,0 en un PWR. [CONTENT ?/?]

Por qué el DNB establece el límite crítico de seguridad [CONTENT ?/?]

PWR y BWR: Los diseños dominantes [CONTENT ?/?]

Reactores de agua ligera

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Los reactores de agua ligera (LWR) representan ~85% de la capacidad nuclear comercial mundial. [CONTENT ?/?]

Reactor de agua a presión (PWR) [CONTENT ?/?]

- Circuito primario: agua a ~155 bar (15,5 MPa), ~290–325°C: presurizada por encima del punto de ebullición, permanece líquida [CONTENT ?/?]

- Intercambiador de calor: los generadores de vapor transfieren calor del circuito primario al secundario [CONTENT ?/?]

- Circuito secundario: agua a ~60 bar, produce vapor a ~280°C para accionar las turbinas

- Ventaja: el agua radiactiva primaria nunca entra en contacto con la turbina. El mantenimiento es más sencillo. [CONTENT ?/?]

- Potencia: 900–1 700 MWe por unidad. Eficiencia térmica ~33 %. [CONTENT ?/?]

- Ejemplos: Westinghouse AP1000, EPR francés, VVER ruso [CONTENT ?/?]

Reactor de agua en ebullición (BWR) [CONTENT ?/?]

- Ciclo directo: el agua hierve DENTRO de la vasija del reactor a ~75 bar (~290 °C). El vapor va directamente a la turbina. [CONTENT ?/?]

- No se necesitan generadores de vapor: más sencillo, menor exigencia en la vasija a presión [CONTENT ?/?]

- La turbina está ligeramente radiactiva (gases de fisión arrastrados en el vapor): requiere blindaje y mantenimiento remoto [CONTENT ?/?]

- Control de potencia mediante el caudal de recirculación (más caudal → menos huecos → más moderación → mayor potencia), además de las barras de control

- Seguridad pasiva: menor presión implica menos energía almacenada, diseño más simple del sistema ECCS [CONTENT ?/?]

- Eficiencia térmica ~33%, similar a PWR [CONTENT ?/?]

- Ejemplos: GE BWR/6, ABWR, ESBWR [CONTENT ?/?]

VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor): diseño PWR soviético/ruso. Generadores de vapor horizontales en lugar de verticales como en los PWR occidentales. Geometría hexagonal del conjunto de combustible en lugar de cuadrada. Los VVER modernos (VVER-1200) cumplen los estándares de seguridad occidentales. [CONTENT ?/?]

CANDU y RBMK: diseños de tubos de presión [CONTENT ?/?]

Alternativas al recipiente de presión

CANDU (Canada Deuterium Uranium) [CONTENT ?/?]

- Tubos de presión horizontales que contienen el combustible y el refrigerante (D₂O a alta presión), rodeados por moderador de D₂O a baja presión en un recipiente calandria

- Recarga en línea: el combustible se reemplaza mientras el reactor opera a plena potencia, sin apagado. Cada tubo de presión se accede individualmente mediante una máquina de carga de combustible. Esto permite un factor de capacidad del 100 % sin paradas por recarga (los PWR deben apagarse ~18 meses para recargar) [CONTENT ?/?]

- Combustible de uranio natural (UO₂): no se requiere enriquecimiento. La economía neutrónica de CANDU lo permite. [CONTENT ?/?]

- También acepta combustible MOX, combustible de torio y combustible gastado de LWR (reciclaje) [CONTENT ?/?]

- Todos los coeficientes de reactividad negativos: inherentemente estable [CONTENT ?/?]

- Ejemplo: CANDU-6 (700 MWe), ACR-1000 (diseño avanzado con refrigerante de agua ligera) [CONTENT ?/?]

RBMK-1000 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy: Reactor de Canal de Alta Potencia) [CONTENT ?/?]

- Diseño soviético: moderador de grafito, refrigerante de agua ligera en tubos de presión verticales [CONTENT ?/?]

- Grande (1 000–1 500 MWe), uranio de bajo enriquecimiento, recarga en línea

- Defecto fatal de física: coeficiente de vacío positivo a baja potencia con barras retiradas (descrito en detalle en la sección de coeficientes de reactividad) [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Defecto de diseño adicional: efecto de punta de grafito, las barras de control tenían puntas de grafito. Insertar una barra desde completamente retirada primero DESPLAZÓ agua desde la parte inferior del núcleo (eliminando absorción parásita) antes de que la sección absorbente entrara en la zona activa. Insertar barras para SCRAM inicialmente añadió un breve pulso de reactividad positiva, lo opuesto al efecto deseado. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Estos dos defectos combinados causaron el desastre de Chernóbil. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

- Todas las plantas RBMK supervivientes han sido modificadas para reducir el coeficiente de vacío positivo y rediseñar las barras. Siguen siendo un diseño exclusivamente soviético sin equivalentes occidentales. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

Conceptos de Reactores de Generación IV [BLOCK_TYPE SECTION/STEP] __BLOCK_N__ [CONTENT ?/?]

Más allá de la flota actual

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El Foro Internacional de Generación IV (GIF) identificó seis conceptos de reactores para desarrollo con despliegue previsto hacia 2030+:

Reactor de sales fundidas (MSR): combustible disuelto en sal fundida de fluoruro (LiF-BeF₂ o NaF-ZrF₄). Sin combustible sólido ni revestimiento que pueda fundirse. Drenaje pasivo a tapón congelado; si se pierde la alimentación, el tapón se funde y la sal drena a una geometría subcrítica. Funciona a presión atmosférica (~650 °C). Posible cría de torio. [CONTENT ?/?]

Reactor de fluoruro líquido de torio (LFTR): diseño específico de MSR que utiliza el ciclo de cría Th-232/U-233. El torio es ~3 veces más abundante que el uranio. Se produce U-233 a partir de Th-232 (Th + n → Pa-233 → U-233). El LFTR genera muy pocos residuos actinidos de larga vida. La comunidad de defensores es entusiasta; siguen existiendo retos de ingeniería importantes (corrosión a alta temperatura, control de la química de la sal). [CONTENT ?/?]

Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR): refrigerante de sodio líquido, espectro de neutrones rápidos, potencial para cría o transmutación de actinidos. Retos: el sodio reacciona con agua y aire (requiere atmósfera inerte). Ejemplos existentes: BN-800 (Rusia), Superphénix (Francia, desmantelado), Monju (Japón, cerrado tras accidente). El EBR-II (EE.UU.) demostró seguridad pasiva en 1986 con una pérdida de flujo inducida deliberadamente; el reactor se apagó de forma segura sin SCRAM. [CONTENT ?/?]

Reactor rápido refrigerado por plomo (LFR): refrigerante de plomo o plomo-bismuto. El plomo no reacciona con agua ni aire (a diferencia del sodio). Alto punto de ebullición (1 740 °C), sin necesidad de presurización. Posible refrigeración por circulación natural. Reto: el plomo es muy pesado y corrosivo para el acero a alta temperatura. Los reactores de submarinos rusos utilizaron refrigerante Pb-Bi. [CONTENT ?/?]

Reactor de agua supercrítica (SCWR): agua por encima de su punto crítico (374 °C, 221 bar), fase única, entalpía muy alta. Eficiencia térmica potencialmente ~44 % frente a ~33 % de los LWR actuales. Combina la simplicidad del BWR con alta eficiencia. Importantes retos de materiales en condiciones supercríticas. [CONTENT ?/?]

Reactor de muy alta temperatura (VHTR): refrigerado por helio, moderado con grafito, temperaturas de salida 700–950 °C. Permite la producción de hidrógeno mediante ciclos termoquímicos. Partículas de combustible TRISO (microesferas recubiertas de cerámica) retienen los productos de fisión incluso sin refrigeración activa. Ejemplo: HTR-PM (China, operativo en 2023). [CONTENT ?/?]

Elección del tipo de reactor [CONTENT ?/?]

Ciclo Rankine [CONTENT ?/?]

Conversión de calor en trabajo

Una central nuclear es una planta de vapor. El teorema de eficiencia de Carnot establece el límite superior: [CONTENT ?/?]

η_Carnot = 1 - T_cold/T_hot (temperaturas en Kelvin) [CONTENT ?/?]

Condiciones de vapor PWR: T_hot ≈ 280–290°C (553–563 K), T_cold ≈ 30–40°C (303–313 K) [CONTENT ?/?]

η_Carnot = 1 - 308/558 ≈ 0.45 (45%) [CONTENT ?/?]

Eficiencia térmica real ≈ 33%: la diferencia se debe a irreversibilidades en el ciclo real (pérdidas en la turbina, trabajo de la bomba, diferencias de temperatura en la transferencia de calor, humedad en el vapor). [CONTENT ?/?]

Las etapas del ciclo Rankine: [CONTENT ?/?]

1. Bomba de alimentación: agua líquida subenfriada bombeada hasta la presión de la caldera (pequeño aporte de trabajo) [CONTENT ?/?]

2. Generador de vapor / caldera: el calor del reactor convierte el agua en vapor (gran aporte de calor)

3. Turbina de alta presión (HP): el vapor se expande, hace girar el eje de la turbina, pierde presión y temperatura [CONTENT ?/?]

4. Separador de humedad / recalentador: el vapor húmedo se seca y se recalienta entre etapas de la turbina [CONTENT ?/?]

5. Turbina de baja presión (LP): el vapor se expande aún más hasta la presión del condensador [CONTENT ?/?]

6. Condensador: el vapor se condensa de nuevo a líquido mediante agua de refrigeración (río, océano, torre de refrigeración) [CONTENT ?/?]

7. Calentadores de agua de alimentación: el vapor extraído de las etapas de la turbina se utiliza para precalentar el agua de alimentación (regeneración: mejora la eficiencia del ciclo al reducir el calor aportado por la caldera y el calor rechazado en el condensador) [CONTENT ?/?]

Por qué la nuclear funciona al ~33 % frente al 40–43 % del carbón/CCGT: El vapor nuclear tiene una temperatura y presión significativamente menores que el vapor de las plantas fósiles modernas. Una planta de carbón puede alcanzar 600 °C (supercrítico); un PWR está limitado a ~280 °C por las restricciones del presurizador y los límites de temperatura del combustible. Menor T_caliente → menor límite de Carnot → menor eficiencia alcanzable. [CONTENT ?/?]

Por qué la nuclear funciona en carga base: El coste del combustible es casi totalmente inicial (enriquecimiento + fabricación). El coste operativo variable (coste del combustible por MWh) es muy bajo (~7 $/MWh frente a ~30 $/MWh del gas). El coste de capital es muy alto. Esto otorga a las plantas nucleares el menor coste marginal de operación entre los generadores despachables: es económico funcionar al 100 % de potencia de forma continua. La nuclear suele ser la primera en ser despachada en el orden de mérito. [CONTENT ?/?]

Eficiencia nuclear vs. ciclo combinado de gas [CONTENT ?/?]

Ecuaciones de Cinética Puntual [CONTENT ?/?]

Cómo cambia la potencia con el tiempo

Las ecuaciones de cinética puntual modelan el comportamiento dependiente del tiempo de la población de neutrones (y por tanto de la potencia del reactor) en función de la reactividad: [CONTENT ?/?]

dN/dt = [(ρ - β)/ℓ]·N + Σᵢ λᵢ·Cᵢ + S [CONTENT ?/?]

dCᵢ/dt = (βᵢ/ℓ)·N - λᵢ·Cᵢ [CONTENT ?/?]

Donde N = población de neutrones, ρ = reactividad, β = fracción total de neutrones retardados, ℓ = vida media de los neutrones prompt, Cᵢ = concentración de precursores de neutrones retardados del grupo i, λᵢ = constante de decaimiento del grupo i, S = fuente externa de neutrones. [CONTENT ?/?]

Para inserciones pequeñas de reactividad (ρ << β), la solución da el período estable: [CONTENT ?/?]

T ≈ β / (ρ · λ̄)

Donde λ̄ es la constante de decaimiento efectiva para neutrones retardados (~0.08 s⁻¹). Para ρ = 0.01$ = 0.0001 (1 centavo): [CONTENT ?/?]

T ≈ 0.0065 / (0.0001 × 0.08) ≈ 813 segundos: muy estable. [CONTENT ?/?]

Para ρ = 0.50$ = 0.00325: [CONTENT ?/?]

T ≈ 0.0065 / (0.00325 × 0.08) ≈ 25 segundos: aún controlable. [CONTENT ?/?]

Aproximación del salto rápido: Para una inserción repentina de reactividad, la población de neutrones salta instantáneamente a un nuevo nivel (en la escala de tiempo rápida de ~10 µs) antes de que la dinámica más lenta de los neutrones retardados tome el control. El factor de salto rápido es 1/(1-ρ/β). Para ρ = 0.50$, la potencia salta por un factor de 1/(1-0.5) = 2 instantáneamente, luego aumenta con el período de 25 segundos. Esto explica por qué incluso pequeñas inserciones de reactividad causan respuestas inmediatas visibles en la potencia. [CONTENT ?/?]

Arranque del reactor y pruebas de caída de barras [CONTENT ?/?]

Acercamiento a la criticidad

Procedimiento de arranque: El reactor comienza subcrítico. Las barras de control se retiran lentamente. A medida que se retiran las barras, k se acerca a 1.000 desde abajo.

Gráfica 1/M (multiplicación subcrítica): Antes de alcanzar la criticidad, se monitorea la tasa de conteo de neutrones proveniente de una fuente de arranque. En un reactor subcrítico con fuente externa S y multiplicación M = 1/(1-k): [CONTENT ?/?]

Tasa de conteo ∝ M = 1/(1-k) [CONTENT ?/?]

Graficar 1/(tasa de conteo) frente a la posición de las barras produce una curva que se extrapola a cero en la criticidad. Los operadores grafican 1/M durante el acercamiento a la criticidad y extrapolan para predecir la posición crítica de las barras. Si 1/M disminuye más rápido de lo esperado, la criticidad está más cerca de lo previsto: el operador debe proceder lentamente. [CONTENT ?/?]

Prueba de caída de barra: Una barra de control se deja caer en el núcleo desde una posición conocida. La inserción repentina de reactividad negativa provoca una disminución exponencial de la potencia. Al medir la tasa de decaimiento, se puede calcular el valor de la barra. [CONTENT ?/?]

El decaimiento inicial sigue: P(t) = P₀·exp(-t/T_negativo) [CONTENT ?/?]

Donde T_negativo depende del valor de la barra. Mayor valor = decaimiento más rápido. [CONTENT ?/?]

Medidor de período inverso: La sala de control muestra el período del reactor (positivo = potencia en aumento, negativo = potencia en disminución). Durante el arranque normal, el período se mantiene entre 30–60 segundos. Se activan alarmas si el período cae por debajo de 20 segundos. SCRAM automático si el período cae por debajo de ~10 segundos. [CONTENT ?/?]

Accidentes de criticidad (históricos): En los primeros programas nucleares, los accidentes de criticidad (experimentos Dragon en Los Alamos, reactor SL-1, Tokaimura en Japón) tuvieron como factor común la adición incontrolada de reactividad más allá del umbral de criticidad inmediata. En Los Alamos, los físicos usaban hemisferios de plutonio sin blindaje: cualquier deslizamiento que los acercara demasiado provocaba criticidad inmediata. Louis Slotin sobrevivió brevemente a uno de estos accidentes en 1946; Harry Daghlian no lo hizo en 1945.

SL-1: Criticidad Prompt por Expulsión de Barra (1961) [CONTENT ?/?]

SL-1: El Primer Accidente Fatal de Reactor del Mundo

El SL-1 (Reactor Estacionario de Baja Potencia Número Uno) era un pequeño reactor experimental del Ejército de EE.UU. en el Laboratorio Nacional de Idaho. El 3 de enero de 1961, tres operadores realizaban mantenimiento: reconectando manualmente las barras de control. [CONTENT ?/?]

El accidente: La barra de control central se extrajo manualmente aproximadamente 67 cm (26 pulgadas) en unos 0,5 segundos. Esta única extracción de barra añadió aproximadamente 3–4 dólares ($3-4) de reactividad positiva: muy por encima del umbral de criticidad prompt de 1$. [CONTENT ?/?]

Física: A ρ > β = 1$ se alcanzó la criticidad prompt. Las ecuaciones de cinética puntual muestran que en criticidad prompt, el período estable se reduce a la vida de los neutrones prompt (~10 µs). La potencia aumentó por un factor de ~10.000 en aproximadamente 4 milisegundos. [CONTENT ?/?]

Liberación de energía: Aproximadamente 1,3 × 10¹⁷ fisiones ocurrieron en los primeros 4 ms. El refrigerante se vaporizó explosivamente. La explosión de vapor impulsó un tapón de agua hacia arriba a ~160 km/h, arrastrando la tapa del recipiente del reactor y las barras acopladas. Un operador fue empalado por una barra de control y quedó clavado en el techo. [CONTENT ?/?]

Causa: ¿Por qué una sola barra valía 3-4 dólares? En el SL-1, tres barras controlaban todo el reactor; cada barra tenía un valor muy alto. Solo la barra central valía ~5$. Además, el reactor estaba cargado con combustible fresco al inicio de vida, sin xenón, en el estado de máxima reactividad.

Lecciones: Los diseños de reactores deben garantizar que ninguna eyección individual de barra pueda causar criticidad inmediata. Los límites de valía de barra son ahora un requisito estándar de diseño. El accidente SL-1 condujo directamente a requisitos de sistemas de apagado independientes y límites en la valía de barras individuales. [CONTENT ?/?]

Three Mile Island: LOCA + Confusión del Operador (1979) [CONTENT ?/?]

TMI-2: Un Accidente de Sistemas

Three Mile Island Unit 2 (PWR, 906 MWe, Pennsylvania) experimentó una fusión parcial del núcleo el 28 de marzo de 1979. No ocurrió criticidad inmediata: el reactor SCRAMeó exitosamente. El accidente fue una pérdida de refrigerante (LOCA) combinada con error humano. [CONTENT ?/?]

Evento iniciador: Una válvula de alivio operada por piloto (PORV) atascada en posición abierta en el presurizador. La válvula se abrió correctamente cuando subió la presión, pero falló en cerrarse. El refrigerante primario se drenó continuamente a través de la válvula abierta. [CONTENT ?/?]

La confusión clave: Una luz en el panel de control indicaba que la PORV había recibido señal de cierre, pero era un indicador de señal, no de posición. La válvula estaba abierta; los operadores creían que estaba cerrada. Vieron “nivel del presurizador subiendo” (el nivel de agua subía porque el espacio de vapor se estaba llenando, síntoma de pérdida de presión, no de alto inventario de agua) y concluyeron que el sistema estaba sobrelleno. Redujeron la inyección de enfriamiento de emergencia. [CONTENT ?/?]

El núcleo: Durante aproximadamente 2 horas y 20 minutos, el núcleo quedó parcialmente descubierto. Sin enfriamiento, el calor de decaimiento (recuerde: ~1 % de la potencia nominal incluso tras el apagado) elevó las temperaturas del combustible por encima de 1 200 °C. El Zircaloy se oxidó por el vapor (Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂). Aproximadamente el 45 % del combustible se fundió y se reubicó en el fondo de la vasija. [CONTENT ?/?]

Éxito del contenedor: A pesar del daño severo al núcleo, el edificio de contención evitó una liberación significativa de productos de fisión. Se liberaron aproximadamente 17 curies de yodo radiactivo y 2,5 millones de curies de gases nobles: cantidades significativas, pero muy por debajo de niveles catastróficos. No hubo muertes por radiación.

Lecciones: La ingeniería de factores humanos se convirtió en un requisito obligatorio en la seguridad nuclear. Las salas de control fueron rediseñadas. Los indicadores de posición reemplazaron a los indicadores de señal para válvulas críticas. Los procedimientos operativos de emergencia fueron reescritos para una respuesta basada en síntomas (no en eventos). La Comisión Reguladora Nuclear fue reestructurada. [CONTENT ?/?]

Chernóbil: Coeficiente de Vacío Positivo + Anulación del Operador (1986) [CONTENT ?/?]

Chernóbil: La tormenta física perfecta

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La Unidad 4 de la Central Nuclear de Chernóbil (RBMK-1000, 3 200 MWt) se destruyó el 26 de abril de 1986 durante una prueba de seguridad. El accidente fue la confluencia de un diseño defectuoso del reactor y una serie de decisiones de los operadores que situaron el reactor en su configuración más peligrosa. [CONTENT ?/?]

La prueba: La prueba de desaceleración de la turbina pretendía demostrar que una turbina en desaceleración podía suministrar suficiente potencia para hacer funcionar las bombas de refrigerante de emergencia durante ~75 segundos hasta que arrancaran los generadores diésel. La prueba ya se había intentado tres veces y había fallado. Esta era el cuarto intento. [CONTENT ?/?]

Condiciones previas (cada una peligrosa por sí sola; fatales juntas): [CONTENT ?/?]

1. Envenenamiento por xenón: Un retraso de 9 horas (por demanda de la red) provocó la acumulación de xenón. Para continuar con la prueba, los operadores extrajeron casi todas las barras de control. La Especificación Técnica de Operación exigía un mínimo de 15 barras de control en el núcleo; en el momento del accidente, solo había 6–8 insertadas.

2. Baja potencia: El reactor estaba a ~200 MWt (~6% de la potencia nominal). En este rango de potencia, el coeficiente de vacío del RBMK era más fuertemente positivo. [CONTENT ?/?]

3. Bombas de refrigerante a flujo máximo: Para la prueba se pusieron en marcha bombas adicionales, lo que provocó un flujo de agua subenfriada: suprimiendo la ebullición y requiriendo aún más extracción de barras para mantener la potencia. [CONTENT ?/?]

4. Fallo de diseño de las barras AZ-5: Al insertarse completamente desde la posición totalmente extraída, las barras con punta de grafito añadían brevemente reactividad positiva antes de que la sección absorbente entrara en el núcleo. [CONTENT ?/?]

La secuencia del accidente: [CONTENT ?/?]

- Comienza la prueba. Se cierra la válvula de la turbina. El flujo de refrigerante disminuye. El agua comienza a hervir. [CONTENT ?/?]

- El coeficiente de vacío positivo añade reactividad. La potencia comienza a aumentar. [CONTENT ?/?]

- Los operadores se dan cuenta de la situación y pulsan AZ-5 (SCRAM de emergencia: todas las barras entran). [CONTENT ?/?]

- Las puntas de grafito de las 211 barras de control entran simultáneamente en el núcleo, añadiendo brevemente ~3$ de reactividad positiva: el efecto contrario al deseado.

- En ~3 segundos, la potencia alcanzó un estimado de 30 000 MWt (~10× la potencia nominal), posiblemente hasta 30 000× en algunos canales de combustible. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- Excursión de criticidad instantánea. La fragmentación del combustible provoca una explosión de vapor. Una segunda explosión mayor (probablemente criticidad instantánea en más combustible) ocurre 2–3 segundos después. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- La tapa del reactor de 1 000 toneladas es expulsada. Grafito y combustible en combustión se dispersan por el sitio. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Por qué ocurrió esto en un RBMK y no pudo ocurrir en un LWR: [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- El coeficiente de vacío negativo en los LWR significa que la ebullición reduce la potencia, no la aumenta [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- Las barras de control de los LWR no tienen puntas de grafito: el SCRAM siempre añade reactividad negativa [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- El combustible de los LWR está enriquecido: no requiere una inserción extremadamente baja de las barras de control para mantener la potencia [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Análisis Comparativo de Accidentes

Defensa en profundidad

Por qué los reactores tienen múltiples barreras de seguridad independientes

La seguridad nuclear moderna se basa en la defensa en profundidad: múltiples barreras independientes, cada una diseñada para prevenir o mitigar accidentes incluso si fallan las barreras anteriores. [CONTENT ?/?]

Las cinco barreras en un LWR: [CONTENT ?/?]

1. Matriz del combustible: la cerámica UO₂ retiene ~97 % de los productos de fisión incluso a alta temperatura [CONTENT ?/?]

2. Revestimiento del combustible: tubos de Zircaloy que contienen los pellets de combustible y evitan la liberación de productos de fisión al refrigerante [CONTENT ?/?]

3. Límite de presión primario: recipiente del reactor, presurizador y tuberías del refrigerante primario: acero de 15 cm [CONTENT ?/?]

4. Edificio de contención: hormigón armado + revestimiento de acero, diseñado para resistir una explosión interna de vapor e impacto externo de aeronaves [CONTENT ?/?]

5. Zona de exclusión: restricciones de uso del suelo alrededor del emplazamiento

Sistemas de emergencia (activos): [CONTENT ?/?]

- ECCS (Sistema de Refrigeración de Emergencia del Núcleo): sistemas de inyección de alta y baja presión que inundan el núcleo si se pierde el refrigerante primario [CONTENT ?/?]

- SCRAM (Hombre del Hacha de las Barras de Control de Seguridad: el término original era literal): todas las barras de control se insertan en <2 segundos [CONTENT ?/?]

- Rociado de contención: niebla de agua que enfría y despresuriza la contención tras un accidente [CONTENT ?/?]

Seguridad pasiva (diseños Gen III+: AP1000, ESBWR): [CONTENT ?/?]

- Tanques de agua alimentados por gravedad sobre el reactor: no necesitan bombas ni alimentación eléctrica [CONTENT ?/?]

- Refrigeración por circulación natural mediante diferencias de densidad del agua: no se requieren bombas [CONTENT ?/?]

- Recombinadores autocatalíticos pasivos (PARs) en la contención: convierten H₂ + O₂ → H₂O sin ignición, evitando explosiones de hidrógeno

- AP1000 diseñado para un período de gracia de 72 horas sin acción del operador [CONTENT ?/?]

La lección de Fukushima: Los sistemas de seguridad pasiva del AP1000 se diseñaron específicamente en respuesta a los modos de fallo de Fukushima. Las bombas activas del ECCS de Fukushima perdieron alimentación de CA (el tsunami inundó los generadores). Los sistemas pasivos no requieren energía externa. [CONTENT ?/?]

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Diseñar un reactor seguro [CONTENT ?/?]

Uniendo todo

Ahora dispones del conjunto completo de herramientas de física para la ingeniería nuclear: fórmula de los cuatro factores, criticidad, neutrones retardados, moderación, ciclo del combustible, coeficientes de reactividad, hidráulica térmica y análisis de accidentes. [CONTENT ?/?]