grafito nuclear

El grafito nuclear es cualquier tipo de grafito , generalmente sintético , fabricado para su uso como moderador o reflector en 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 muy elevadas.

La fisión nuclear fue descubierta en 1939 tras los experimentos de Otto Hahn y Fritz Strassman , y la interpretación de sus resultados por físicos como Lise Meitner y Otto Frisch . ^{[ 1 ] [ 2 ]} Poco después, la noticia del descubrimiento se extendió por toda la comunidad física internacional.

Para que el proceso de fisión reaccione en cadena, los neutrones creados por la fisión del uranio deben ser ralentizados al interactuar con un moderador de neutrones (un elemento de bajo peso atómico que rebota al ser impactado por un neutrón) antes de ser capturados por otros átomos de uranio. A finales de 1939, se sabía que el agua pesada podía utilizarse como moderador. El grafito de mayor pureza disponible comercialmente en ese momento (el llamado electrografito) fue descartado por los alemanes y los británicos como posible moderador debido a que contenía impurezas de boro y cadmio . ^{[ 3 ]} Sin embargo, a principios de la década de 1940 se desarrolló en Estados Unidos grafito de pureza suficientemente alta, que se utilizó en los primeros reactores nucleares del Proyecto Manhattan y en los subsiguientes . ^{[ 4 ]}

En febrero de 1940, utilizando fondos que fueron asignados en parte como resultado de la carta de Einstein-Szilard al presidente Roosevelt, Leo Szilard compró varias toneladas de grafito de Speer Carbon Company y de National Carbon Company (la División de Carbono Nacional de Union Carbide and Carbon Corporation en Cleveland, Ohio) para usarlo en los primeros experimentos de fisión de Enrico Fermi , el llamado montón exponencial. ^{[ 5 ] : 190} Fermi escribe que "Los resultados de este experimento fueron [sic] algo desalentadores" ^{[ 6 ]} presumiblemente debido a la absorción de neutrones por alguna impureza desconocida. ^{[ 7 ] : 40} Así que, en diciembre de 1940 Fermi y Szilard se reunieron con Herbert G. MacPherson y VC Hamister en National Carbon para discutir la posible existencia de impurezas en el grafito. ^{[ 8 ] : 143} Durante esta conversación quedó claro que cantidades minúsculas de impurezas de boro eran la fuente del problema. ^{[ 4 ] [ 9 ]}

Como resultado de esta reunión, durante los dos años siguientes, MacPherson y Hamister desarrollaron técnicas de purificación por extracción térmica y de gases en National Carbon para la producción de grafito libre de boro. ^{[ 9 ] [ 10 ]} El producto resultante fue denominado AGOT Graphite (" Grafito Acheson de Temperatura Ordinaria") por National Carbon, y fue "el primer grafito de grado nuclear verdadero". ^{[ 11 ]}

Durante este período, Fermi y Szilard compraron grafito de 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. ^{[ 7 ] : 178 [ 12 ] : 4 [ 13 ]} En noviembre de 1942, National Carbon había enviado 250 toneladas de grafito AGOT a la Universidad de Chicago ^{[ 5 ] : 200} donde se convirtió en la principal fuente de grafito que se utilizaría en la construcción del Chicago Pile-1 de Fermi , el primer reactor nuclear en generar una reacción en cadena sostenida (2 de diciembre de 1942). ^{[ 7 ] : 295} 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 de Hanford en Washington, ^{[ 12 ] : 5} para la producción de plutonio durante y después de la Segunda Guerra Mundial. ^{[ 9 ] [ 11 ]} El proceso AGOT y sus refinamientos posteriores se convirtieron en técnicas estándar en la fabricación de grafito nuclear. ^{[ 12 ]}

La sección transversal 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 disponible para ellos era un producto de la empresa Siemens Plania, que exhibía una sección transversal de absorción de neutrones de aproximadamente 6,4 mb ^{[ 14 ] : 370} a 7,5 mb. ^{[ 15 ]} Por lo tanto, Heisenberg decidió que el grafito no sería adecuado como moderador en un diseño de reactor que utilizara uranio natural . ^{[ 4 ] [ 14 ] [ 16 ]} En consecuencia, el esfuerzo alemán por crear una reacción en cadena implicó intentos de utilizar agua pesada , una alternativa costosa y escasa, cuya adquisición se hizo aún más difícil como consecuencia del sabotaje del agua pesada noruega por parte de las fuerzas noruegas y aliadas. Escribiendo incluso en 1947, Heisenberg todavía no comprendía que el único problema con el grafito era la impureza de boro. ^{[ 16 ]}

Después de probar el electrografito autóctono, los científicos soviéticos pudieron adquirir y probar el grafito estadounidense Acheson en 1943 y posteriormente reprodujeron la tecnología. ^{[ 17 ]}

El grafito también se ha utilizado recientemente en reactores de fusión nuclear como el Wendelstein 7-X . Según experimentos publicados en 2019, el grafito en elementos de la pared del estelarador y un divertor de isla de grafito han mejorado notablemente el rendimiento del plasma dentro del dispositivo, lo que permite un mejor control de las impurezas y la disipación de calor, así como descargas prolongadas de alta densidad. ^{[ 18 ]}

En diciembre de 1942, Eugene Wigner sugirió ^{[ 19 ]} 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 motivo de preocupación ^{[ 11 ] : 5} Se sugirió la posibilidad de que las barras de grafito se fusionaran mediante enlaces químicos en la superficie de las barras al abrirse y cerrarse de nuevo. 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 Hanford B ) tuvieron que construirse sin dicho 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 estudiar los cambios en las propiedades causados ​​por la radiación de partículas rápidas y predecir su influencia en la seguridad y la vida útil de los reactores de grafito que se construirían. Las influencias de la radiación de neutrones rápidos en las propiedades de los materiales se han observado en numerosas ocasiones y en muchos países desde que surgieron los primeros resultados del reactor de grafito X-10 en 1944.

Los cambios específicos que experimenta el grafito al ser irradiado incluyen:

• Cambio dimensional ( contracción e hinchazón inducida por neutrones , así como posible endurecimiento)
• Cambio en el módulo de elasticidad (medido mediante la técnica de excitación por impulso )
• Cambio en el coeficiente de dilatación térmica
• Cambio en la conductividad térmica
• Cambio en la resistividad eléctrica
• Deslizamiento inducido por irradiación

Como el estado del grafito nuclear en reactores activos solo puede determinarse en inspecciones rutinarias, es importante realizar modelos matemáticos del grafito nuclear cada 18 meses aproximadamente, a medida que se acerca al final de su vida útil. Sin embargo, dado que solo se pueden inspeccionar las características superficiales y no se conoce el momento exacto de los cambios, el modelado de la fiabilidad es especialmente difícil. ^{[ 20 ]} Aunque nunca se ha producido un comportamiento catastrófico, 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 al diseñar los componentes de grafito de los reactores nucleares. Aunque no todos los efectos se comprenden bien todavía, más de 100 reactores de grafito han operado con éxito durante décadas desde la década de 1940. En la década de 2010, la recopilación de nuevos datos sobre las propiedades del material ha mejorado significativamente el conocimiento. ^{[ 21 ] [ 22 ]}

El grafito de grado reactor debe estar libre de materiales absorbentes de 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 en el horneado del producto e incluso el tipo de jabón (por ejemplo, bórax) utilizado para lavar la ropa de los trabajadores en el taller mecánico. ^{[ 12 ] : 80} La concentración de boro en el grafito purificado térmicamente (como el grafito AGOT) puede ser inferior a 0,4 ppm, ^{[ 12 ] : 81} y en el grafito nuclear purificado químicamente es inferior a 0,06 ppm. ^{[ 12 ] : 47}

El grafito nuclear para los reactores Magnox del Reino Unido se fabricaba a partir de coque de petróleo mezclado con brea aglutinante a base de carbón, calentado y extruido en lingotes, y luego horneado a 1000  °C durante varios días. Para reducir la porosidad y aumentar la densidad , los lingotes se impregnaban con alquitrán de hulla a alta temperatura y presión antes de un horneado final a 2800  °C. Posteriormente, los lingotes individuales se mecanizaban para obtener las formas finales requeridas. ^{[ 23 ]}

Se han producido dos accidentes graves 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 del grafito no probado, lo que provocó un sobrecalentamiento en áreas no monitoreadas del núcleo y condujo directamente a la ignición del fuego. El material que se incendió fueron los contenedores de combustible de uranio metálico dentro del reactor. Cuando se extinguió el fuego, se descubrió que las únicas áreas del moderador de grafito que habían sufrido daños térmicos eran aquellas que habían estado cerca de los contenedores de combustible en llamas. ^{[ 24 ] [ 25 ]}

En el desastre de Chernóbil, el moderador no fue el responsable del evento primario. En cambio, una excursión de potencia masiva (exacerbada por el alto y positivo coeficiente de vacío del RBMK tal como fue diseñado y utilizado en ese momento) durante una prueba mal manejada causó la falla catastrófica del recipiente del reactor y una pérdida casi total del suministro de refrigerante. Como resultado, 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 instantánea descontrolada y condujo a una liberación masiva de energía, ^{[ 26 ]} que resultó en la explosión del núcleo del reactor y la destrucción del edificio del reactor. La liberación masiva de energía durante el evento primario sobrecalentó el moderador de grafito, y la ruptura del recipiente del reactor y del edificio 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 radiactiva altamente radiactiva a la atmósfera y sobre un área muy extensa. ^{[ 27 ]}

• Fabricación y producción de grafito , base de conocimientos sobre grafito nuclear del OIEA
• Comportamiento del grafito bajo irradiación , Base de conocimientos sobre grafito nuclear del OIEA