Grafito nuclear
El grafito nuclear es cualquier grado de grafito, generalmente grafito sintético, fabricado para usarse como moderador o reflector dentro de un reactor nuclear. El grafito es un material importante para la construcción de reactores nucleares tanto históricos como modernos debido a su extrema pureza y su capacidad para soportar temperaturas extremadamente altas.
Historia
La fisión nuclear, la creación de una reacción nuclear en cadena en el uranio, fue descubierta en 1939 tras los experimentos de Otto Hahn y Fritz Strassman y la interpretación de sus resultados por parte de físicos como Lise Meitner y Otto Frisch. Poco después, la noticia del descubrimiento se difundió por toda la comunidad internacional de físicos.
Para que el proceso de fisión se produzca en cadena, los neutrones creados por la fisión del uranio deben ralentizarse mediante la interacción con un moderador de neutrones (un elemento con un peso atómico bajo, que rebota cuando es golpeado por un neutrón) antes de que sean capturados por otros átomos de uranio. A finales de 1939, ya era de conocimiento general que se podía utilizar agua pesada como moderador. Los alemanes descartaron el grafito como posible moderador porque contenía boro como impureza. Sin embargo, a principios de la década de 1940 se desarrolló en Estados Unidos un grafito de pureza suficiente, que luego se utilizó en el primer reactor nuclear y en los siguientes para el Proyecto Manhattan.
En febrero de 1940, utilizando fondos que se habían asignado en parte como resultado de la carta de Einstein-Szilard al presidente Roosevelt, Leo Szilard compró varias toneladas de grafito a la Speer Carbon Company y a la National Carbon Company (la División Nacional de Carbono de la Union Carbide and Carbon Corporation en Cleveland, Ohio) para utilizarlas en los primeros experimentos de fisión de Enrico Fermi, la llamada pila exponencial. Fermi escribe que "los resultados de este experimento fueron algo desalentadores", presumiblemente debido a la absorción de neutrones por alguna impureza desconocida. Así, en diciembre de 1940, Fermi y Szilard se reunieron con Herbert G. MacPherson y V. C. Hamister en National Carbon para discutir la posible existencia de impurezas en el grafito. Durante esta conversación quedó claro que cantidades minúsculas de impurezas de boro eran la fuente del problema.
Como resultado de esta reunión, durante los dos años siguientes, MacPherson y Hamister desarrollaron técnicas de purificación por extracción térmica y de gas en National Carbon para la producción de grafito sin boro. El producto resultante fue denominado AGOT Graphite ('Acheson Graphite Ordinary Temperature') por National Carbon, y fue 'el primer grafito de grado nuclear verdadero'.
Durante este período, Fermi y Szilard compraron grafito a varios fabricantes con diversos grados de sección transversal de absorción de neutrones: grafito AGX de National Carbon Company con una sección transversal de 6,68 mb (milibarns), grafito US de United States Graphite Company con una sección transversal de 6,38 mb, grafito Speer de Speer Carbon Company con una sección transversal de 5,51 mb y, cuando estuvo disponible, grafito AGOT de National Carbon, con una sección transversal de 4,97 mb. En noviembre de 1942, National Carbon había enviado 250 toneladas de grafito AGOT a la Universidad de Chicago, donde se convirtió en la principal fuente de grafito que se utilizaría en la construcción de Chicago Pile-1 de Fermi, el primer reactor nuclear en generar una reacción en cadena sostenida (2 de diciembre de 1942). A principios de 1943, el grafito AGOT se utilizó para construir el reactor de grafito X-10 en Clinton Engineer Works en Tennessee y los primeros reactores en el sitio Hanford en Washington, para la producción de plutonio durante y después de la Segunda Guerra Mundial. El proceso AGOT y sus posteriores mejoras se convirtieron en técnicas estándar en la fabricación de grafito nuclear.
La sección eficaz de neutrones del grafito fue investigada durante la Segunda Guerra Mundial en Alemania por Walter Bothe, P. Jensen y Werner Heisenberg. El grafito más puro que tenían disponible era un producto de la empresa Siemens Plania, que exhibía una sección eficaz de absorción de neutrones de aproximadamente 6,4 mb a 7,5 mb. Por lo tanto, Heisenberg decidió que el grafito no sería adecuado como moderador en un diseño de reactor que utilizara uranio natural. En consecuencia, el esfuerzo alemán por crear una reacción en cadena implicó intentos de utilizar agua pesada, una alternativa cara y escasa, que se hizo aún más difícil de adquirir como consecuencia del sabotaje noruego al agua pesada por parte de las fuerzas noruegas y aliadas. En 1947, Heisenberg todavía no entendía que el único problema del grafito era la impureza del boro.
El grafito también se ha utilizado recientemente en reactores de fusión nuclear como el Wendelstein 7-X. Según experimentos publicados en 2019, el grafito presente en elementos de la pared del estelarizador y en un divertor de isla de grafito ha mejorado enormemente el rendimiento del plasma dentro del dispositivo, lo que permite un mejor control de las impurezas y el escape de calor, y descargas prolongadas de alta densidad.
Efecto Wigner
En diciembre de 1942, Eugene Wigner sugirió que el bombardeo de neutrones podría introducir dislocaciones y otros daños en la estructura molecular de materiales como el moderador de grafito en un reactor nuclear. La acumulación de energía resultante en el material se convirtió en un tema de preocupación. Se sugirió la posibilidad de que las barras de grafito pudieran fusionarse como enlaces químicos en la superficie de las barras al abrirlas y cerrarlas nuevamente. Incluso no se podía descartar la posibilidad de que las partes de grafito se rompieran muy rápidamente en pequeños pedazos. Sin embargo, los primeros reactores productores de energía (el reactor de grafito X-10 y el reactor B de Hanford) tuvieron que construirse sin tal conocimiento. Los ciclotrones, que eran las únicas fuentes de neutrones rápidos disponibles, tardarían varios meses en producir una irradiación de neutrones equivalente a un día en el reactor B.
Este fue el punto de partida de programas de investigación a gran escala para investigar los cambios de propiedades provocados por la radiación de partículas rápidas y predecir su influencia en la seguridad y la vida útil de los reactores de grafito que se iban a construir. Las influencias de las propiedades de los materiales de la radiación de neutrones rápidos se han observado muchas veces y en muchos países después de que aparecieran los primeros resultados del reactor de grafito X-10 en 1944.
Los cambios específicos que sufre el grafito cuando se irradia incluyen:
- Cambio dimensional (inflamación inducida por rociado y neutrones, así como posible endurecimiento)
- Cambio en el módulo elástico (medido por la técnica de excitación del impulso)
- Cambio en el coeficiente de expansión térmica
- Cambio en la conductividad térmica
- Cambio en la resistencia eléctrica
- Irradiation induced Creep
Como el estado del grafito nuclear en reactores activos solo se puede determinar mediante inspecciones rutinarias, es importante realizar cada 18 meses aproximadamente un modelo matemático del grafito nuclear a medida que se acerca al final de su vida útil. Sin embargo, como solo se pueden inspeccionar las características de la superficie y no se conoce el momento exacto en que se producen los cambios, el modelado de la fiabilidad es especialmente difícil. Aunque nunca se han producido comportamientos catastróficos como la fusión o el desmoronamiento de piezas de grafito, la irradiación con neutrones rápidos produce grandes cambios en muchas propiedades que deben tenerse en cuenta cuando se diseñan los componentes de grafito de los reactores nucleares. Aunque todavía no se comprenden bien todos los efectos, más de 100 reactores de grafito han funcionado con éxito durante décadas desde los años 40. En la década de 2010, la recopilación de nuevos datos sobre las propiedades de los materiales ha mejorado significativamente el conocimiento.
Fabricación
El grafito apto para reactores debe estar libre de materiales que absorban neutrones, especialmente boro, que tiene una gran sección transversal de captura de neutrones. Las fuentes de boro en el grafito incluyen las materias primas, los materiales de embalaje utilizados para hornear el producto e incluso la elección del jabón (por ejemplo, bórax) utilizado para lavar la ropa que usan los trabajadores en el taller de máquinas. La concentración de boro en el grafito purificado térmicamente (como el grafito AGOT) puede ser inferior a 0,4 ppm, y en el grafito nuclear purificado químicamente es inferior a 0,06 ppm.
El grafito nuclear para los reactores Magnox del Reino Unido se fabricó a partir de coque de petróleo mezclado con brea aglutinante a base de carbón, calentado y extruido en tochos, y luego horneado a 1000 °C durante varios días. Para reducir la porosidad y aumentar la densidad, los tochos se impregnaron con alquitrán de hulla a alta temperatura y presión antes de un horneado final a 2800 °C. Luego, los tochos individuales se mecanizaron en las formas finales requeridas.
Accidentes en reactores moderados por grafito
Se han producido dos accidentes importantes en reactores moderados por grafito: el incendio de Windscale y el desastre de Chernóbil.
En el incendio de Windscale se utilizó un proceso de recocido no probado para el grafito, lo que provocó un sobrecalentamiento en zonas no controladas del núcleo y condujo directamente a la ignición del fuego. El material que se incendió fueron los recipientes de combustible de uranio metálico dentro del reactor. Cuando se extinguió el incendio, se descubrió que las únicas áreas del moderador de grafito que habían sufrido daños térmicos eran las que habían estado cerca de los recipientes de combustible en llamas.
En el desastre de Chernóbil, el moderador no fue responsable del evento principal. En cambio, una excursión masiva de potencia (exacerbada por el coeficiente de vacío alto y positivo del RBMK tal como estaba diseñado y utilizado en ese momento) durante una prueba mal manejada causó la falla catastrófica de la vasija del reactor y una pérdida casi total del suministro de refrigerante. El resultado fue que las barras de combustible se fundieron rápidamente y fluyeron juntas mientras se encontraban en un estado de potencia extremadamente alta, lo que provocó que una pequeña porción del núcleo alcanzara un estado de criticidad inmediata descontrolada y condujo a una liberación masiva de energía, lo que resultó en la explosión del núcleo del reactor y la destrucción del edificio del reactor. La liberación masiva de energía durante el evento principal sobrecalentó el moderador de grafito, y la interrupción de la vasija y el edificio del reactor permitió que el grafito sobrecalentado entrara en contacto con el oxígeno atmosférico. Como resultado, el moderador de grafito se incendió, enviando una columna de lluvia radioactiva altamente radiactiva a la atmósfera y sobre un área muy extensa.
Referencias
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Enlaces externos
- Fabricación y Producción de Grafito, Base de Conocimiento de Grafito Nuclear del OIEA
- Graphite Behaviour under Irradiation, IAEA Nuclear Graphite Knowledge Base