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Casi crítico

Agosto 06, 2021

En ingeniería nuclear, un montaje es casi crítico si por cada evento de fisión nuclear, uno o más de los neutrones instantáneos o inmediatos liberados causa un evento adicional de fisión. Esto causa un rápido incremento exponencial en la cantidad de eventos de fisión. La casi criticidad es un caso especial de la supercriticidad.

Criticidad

Un montaje es crítico si cada evento de fisión causa, en promedio, exactamente otro. Esto causa una reacción en cadena de fisión autosostenida. Cuando un átomo de uranio-235 (U-235) es sometido a una fisión nuclear, normalmente libera 2 o 3 neutrones (siendo el promedio 2,4). Es este caso, un montaje es crítico si cada neutrón liberado tiene una probabilidad de 1/2,4 = 0,42 = 42% de causar otro evento de fisión como opuesto a ser absorbido por un evento de captura de no fisión o a escapar del núcleo fisible.

La cantidad promedio de neutrones que causan nuevos eventos de fisión es llamada el factor de multiplicación de neutrones efectivos, usualmente denotada por los símbolos k-efectivo, k-eff o k. Cuando el k-efectivo es igual a 1, el montaje es declarado como crítico, si el k-efectivo es menor a 1 se dice del montaje que es subcrítico, y si el k-efectivo es mayor que 1 el montaje es declarado supercrítico.

Crítico versus casi crítico

En un montaje supercrítico la cantidad de fisiones por unidad de tiempo, N, junto la producción de energía, se incrementa exponencialmente en el tiempo. La rapidez de ese aumento depende del tiempo promedio que le toma, T, a los neutrones liberados en un evento de fisión causar otra fisión. La tasa de crecimiento de la reacción está dada por:

 

La mayor parte de los neutrones liberados por un evento de fisión son aquellos liberados por la fisión misma. Estos son llamados neutrones inmediatos, y golpean otros núcleos y causan fisiones adicionales dentro de microsegundos. Sin embargo una pequeña fuente adicional de neutrones es el producto de la fisiones. Algunos de los núcleos resultantes de la fisión son isótopos radiacivos con una corta vida media, y las reacciones nucleares entre ellos liberan neutrones adicionales después de un largo retraso hasta varios minutos después del evento de fisión inicial. Estos neutrones, que en promedio son menos del 1% del total de neutrones liberados por la fisión, son llamados neutrones retardados. La relativamente lenta escala de tiempo en la que los neutrones retardados aparecen es un aspecto importante para el diseño de reactores nucleares, ya que permite que el nivel de potencia del reactor sea controlado por el movimiento mecánico y gradual de barras de control. Normalmente, las barras de control contienen veneno para neutrones (por ejemplo boro y hafnio) como un medio de alterar el k-efectivo. Con la excepción de los reactores experimentales de pulso, los reactores nucleares están diseñados para operar en un modo crítico retrasado y poseen sistemas de seguridad que previenen que ellos nunca alcancen la casi criticidad.

En un montaje de criticidad retardada, los neutrones retardados son necesarios para alcanzar un k-efectivo mayor que uno. Así el tiempo entre generaciones sucesivas de la reacción, T, es dominado por el tiempo que les toma ser liberados a los neutrones retardados, en el orden de segundoS o minutos. Por lo tanto la reacción se incrementará lentamente, con una constante de tiempo alta. Esto es lo suficientemente lento para permitir que la reacción sea controlada con un sistema de control electromecánico tal como las barras de control, todos los reactores nucleares están diseñados para operar en este régimen de criticidad retardada.

En contraste, un montaje supercrítico se dice que es casi crítico si es crítico sin ninguna contribución de los neutrones retardados y que es super-casi-crítico si es supercrítico sin ninguna contribución de los neutrones retardados. En este caso el tiempo entre generaciones sucesivas de la reacción, T, solo está limitada por el tiempo de vida de los neutrones instantáneos, y el incremento en la reacción será extremadamente rápido, causando una rápida liberación de energía dentro de unos pocos milisegundos. Montajes casi-críticos son creados intencionalmente por diseño para ser usado en armas nucleares y en algunos experimentos de investigación especialmente diseñados.

Cuando se diferencia entre un neutrón instantáneo versus un neutrón retardado, la diferencia entre los dos está en la fuente del cual el neutrón fue liberado en el reactor. Los neutrones, una vez liberados, no tienen ninguna diferencia excepto la energía o velocidad que las ha sido impartida a ellos. Un arma nuclear se base fuertemente en la super-casi-criticidad (para producir un alto pico de energía en una fracción de segundo), mientras que los reactores nucleares usan la criticidad retardada para producir niveles de energía controlables por meses o años.

Reactores nucleares

Con el propósito de comenzar una reacción de fisión controlable, el montaje debe ser de criticidad retardada. En otras palabras, k deber ser mayor que 1 (supercrítico) sin cruzar el umbral de la casi criticidad. En los reactores nucleares esto es posible debido a los neutrones retardados. Debido a que toma algo de tiempo antes de que estos neutrones sean emitidos después de un evento de fisión, es posible controla la reacción nuclear usando barras de control.

Un reactor en estado estable (potencia constante) es operado de tal forma que es crítico debido a los neutrones retardados, pero no lo sería sin su contribución. Durante un incremento deliberado y gradual en el nivel de potencia del reactor, el reactor es supercrítico-retardado. El incremento exponencial en la actividad del reactor es lo suficientemente lenta para hacer posible el control del factor de criticidad, k, mediante la inserción o remoción de las varillas de material absorbente de neutrones. Usando cuidadosos movimientos de las varillas de control, es posible lograr un núcleo de reactor supercrítico sin alcanzar un estado casi-crítico no seguro.

Una vez que un reactor de una central está operando al nivel de potencia deseado o de diseño, puede ser controlado para mantener su condición crítica por largos períodos de tiempo.

Accidente de casi criticidad

Los reactores nucleares pueden ser susceptibles a accidentes de casi-criticidad si ocurre un gran incremento en el k-efectivo (o reactividad), por ejemplo, por una falla de sus sistemas de control y seguridad. El rápido e incontrolable aumento de la potencia del reactor en condiciones de casi-criticidad es probable que dañe en forma irreparable al reactor y en casos extremos, puede destruir el contenimiento de este. Los sistemas de seguridad de los reactores nucleares están diseñados para prevenir las condiciones de casi-criticidad y, por razones de redundancia, las estructuras del reactor también proporcionan múltiples capas de contención como una precaución contra cualquier fuga accidental de los productos de la fisión radiactivos.

Con la excepción de los reactores de investigación y experimentales, se pienasa que solo han ocurrido una pequeña cantidad de accidentes de reactor debido a alcanzar condiciones de casi-criticidad, por ejemplo, Chernóbil #4, el SL-1 del ejército de Estados Unidos y el submarino soviético K-431. En todos estos casos el aumento incontrolado de potencia fue suficiente para causar una explosión que destruyó cada uno de los reactores afectados y en la fuga de productos de la fisión radiactivos a la atmósfera.

Se ha argumentado que la explosión en Fukushima Dai-ichi #3 también pudo deberse a una situación de casi-criticidad, ya sea antes o inmediatamente después de la explosión de hidrógeno. El ingeniero nuclear Arnie Gunderson ha sugerido que la onda de detonación visible en los videos grabados de la explosión es una evidencia de que estaba involucrada una reacción más energética que solo una explosión de hidrógeno.[1]​

En Chernóbil en 1986, una inusual y poco segura prueba fue llevada a cabo la que resultó en un sobrecalentamiento del núcleo del reactor. Esto llevó a la ruptura de elementos de combustible y de cañerías de agua, la vaporización del agua, una explosión de vapor y a un incendio de grafito. Dado que el reactor no estaba diseñado con un edificio de contención capaz de resistir esta explosión catastrófica, el accidente liberó grandes cantidades de material radiactivo en el ambiente. El incendio catastrófico en el grafito moderador de neutrones complicó el problema, enviando masivas cantidades de escombros radiactivos hacia la atmósfera.

En otros dos incidentes, las plantas de los reactores fallaron debido a errores durante un apagado de mantenimiento que fue causado por la remoción rápida y no controlada de al menos una barra de control. El SL-1 era un reactor prototipo construido para ser usado por el Ejército de Estados Unidos en lugares remotos del polo. En la planta del SL-1 en 1961, el reactor fue llevado desde apagado a un estado casi-crítico al extraer manualmente demasiado lejos la barra de control central. A medida que el agua en el núcleo se convertía rápidamente en vapor y se expandía, la vasija del reactor de 12 000 kilogramos (26 455 lb) saltó 2,77 metros (9 pies), dejando huellas en el techo que lo cubría.[2]​[3]​ Las tres personas que estaban realizando el procedimiento de mantención murieron producto de las heridas recibidas. 1.100 curies de productos de la fisión fueron liberados cuando partes del núcleo fueron expulsadas. Tomó 2 años investigar el accidente y limpiar el sitio. La reactividad instantánea excesiva del núcleo del SL-1 fue calculada en un informe del año 1962:

La fracción de neutrones retardados del SL-1 es de 0,70%... Evidencia conclusiva reveló que la excursión del SL-1 fue causada por el retiro parcial de la varilla de control central. La reactividad asociada con el retiro de 20 pulgadas (50,8 cm) de esta única varilla ha sido estimada que fue de 2,4% δk/k lo que fue suficiente par ainducir una casi-criticidad y colocar al reactor en un periodo de 4 milisegundos.[4]​

En el accidente del reactor del K-431, 10 personas murieron durante una operación de reabastecimiento de combustible. En estas dos catástrofes, las plantas de los reactores fueron de un apagado total a niveles de alta potencia extremos en una fracción de segundo, dañanado las plantas de los reactores más allá de la reparación.

Muchos diseños de reactores logran hacer que la casi-criticidad sea prácticamente imposible. Algunos reactores de agua presurizada, por ejemplo, no contienen suficiente combustible lo suficientemente enriquecido para hacer un montaje casi-crítico en el núcleo. Tales reactores aún pueden sobrecalentarse e incluso derretirse si se pierde la habilidad para enfriarlos (en un accidente de pérdida de refrigerante), pero es poco probable que exploten.

Lista de excursiones de casi-criticidad accidentales

Una variedad de reactores de investigación y pruebas han examinado intencionalmente la operación de una planta de reactor casi-crítica. El CRAC, KEWB, SPERT-I, dispositivo Godiva y los experimentos BORAX contribuyeron a esta investigación. Sin embargo, también han ocurrido muchos accidentes, principalmente durante la investigación y el procesamiento del combustible nuclear. El SL-1 fue una excepción notable.

La siguiente lista de excursiones de potencia casi-críticas está adaptada de un informe enviado en el año 2000 por un equipo de científicos nucleares estadounidenses y rusos que estudiaron los accidentes de criticidad, fue publicado por el Los Álamos Scientific Laboratory, el lugar de muchas de estas excursiones.[5]​ Una típica excursión de potencia es de aproximadamente 1 x 1017 fisiones.

  • Los Alamos Scientific Laboratory, 11 de febrero de 1945
  • Los Alamos Scientific Laboratory, diciembre de 1949, 3 o 4 x 1016 fisiones
  • Los Alamos Scientific Laboratory, 1 de febrero de 1951
  • Los Alamos Scientific Laboratory, 18 de abril de 1952
  • Argonne National Laboratory, 2 de junio de 1952
  • Oak Ridge National Laboratory, 26 de mayo de 1954
  • Oak Ridge National Laboratory, 1 de febrero de 1956
  • Los Alamos Scientific Laboratory, 3 de julio de 1956
  • Los Alamos Scientific Laboratory, 12 de febrero de 1957
  • Mayak Production Association, 2 de enero de 1958
  • Oak Ridge Y-12 Plant, 16 de junio de 1958 (posible)
  • Los Alamos Scientific Laboratory, 30 de diciembre de 1958
  • SL-1, 3 de enero de 1961, 4 x 1018 fisiones o 130 megajoules (36 kWh)
  • Idaho Chemical Processing Plant, 25 de enero de 1961
  • Los Alamos Scientific Laboratory, 11 de diciembre de 1962
  • Sarov (Arzamas-16), 11 de marzo de 1963
  • White Sands Missile Range, 28 de mayo de 1965
  • Oak Ridge National Laboratory, 30 de enero de 1968
  • Chelyabinsk-70, 5 de abril de 1968
  • Aberdeen Proving Ground, 6 de septiembre de 1968
  • Mayak Production Association, 10 de diciembre de 1968 (2 excursiones casi-críticas)
  • Instituto Kurchátov, 15 de febrero de 1971
  • Idaho Chemical Processing Plant, 17 de octubre de 1978 (muy cercanamente a casi-crítica)
  • Sarov (Arzamas-16), 17 de junio de 1997
  • Planta de fabricación de combustible JCO, 30 de septiembre de 1999

Armas nucleares

Artículo principal: Diseño de armas nucleares

Por otro lado, en el diseño de arma nucleares alcanzar la casi-criticidad es esencial. En realidad, uno de los problemas de diseños que deben superarse al construir una bomba es contraer los materiales fisibles y alcanzar la casi-criticidad antes de que la reacción en cadena tenga una oportunidad para forzar al núcleo a expandirse. Por lo tanto un buen diseño de bomba debe ganar la carrera por un núcleo denso y casi-crítico antes de que una reacción en cadena menos poderosa (conocida como un chisporroteo) desarme el núcleo sin que permita que una cantidad significativa del combustible se fisione. Generalmente esto significa que las bombas nucleares necesitan prestar especial atención a la forma en que el núcleo es ensamblado, tal como el novedoso método de implosión hipotetizado por Richard C. Tolman, Robert Serber y otros científicos en la University of California, Berkeley en el año 1942.

Véase también

Referencias y enlaces

  1. Gundersen postula que una explosión en la Unidad 3 pudo haber sido causada por una casi-criticidad en la piscina de combustible, 26 de abril de 2011 (en inglés)
  2. Tucker, Todd (2009). Atomic America: How a Deadly Explosion and a Feared Admiral Changed the Course of Nuclear History. Nueva York: Free Press. ISBN 978-1416544333.  Ver resumen: [2]
  3. Stacy, Susan M. (2000). (PDF). U.S. Department of Energy, Idaho Operations Office. ISBN 0-16-059185-6. Archivado desde el original el 7 de agosto de 2011.  Capítulo 15.
  4. IDO-19313 el 27 de septiembre de 2011 en Wayback Machine. Additional Analysis of the SL-1 Excursion, Final Report of Progress July through October 1962, November 1962.
  5. A Review of Criticality Accidents, Los Alamos National Laboratory, LA-13638, May 2000. Thomas P. McLaughlin, Shean P. Monahan, Norman L. Pruvost, Vladimir V. Frolov, Boris G. Ryazanov, and Victor I. Sviridov.
Enlaces
  • , Physics Department, Faculty of Science, Mansoura University, Mansoura, Egypt; apparently excerpted from notes from the University of Washington Department of Mechanical Engineering; themselves apparently summarized from Bodansky, D. (1996), Nuclear Energy: Principles, Practices, and Prospects, AIP

Enlaces externos

  •   Datos: Q20013895

Agosto 06, 2021
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En ingenieria nuclear un montaje es casi critico si por cada evento de fision nuclear uno o mas de los neutrones instantaneos o inmediatos liberados causa un evento adicional de fision Esto causa un rapido incremento exponencial en la cantidad de eventos de fision La casi criticidad es un caso especial de la supercriticidad Indice 1 Criticidad 2 Critico versus casi critico 3 Reactores nucleares 3 1 Accidente de casi criticidad 4 Lista de excursiones de casi criticidad accidentales 5 Armas nucleares 6 Vease tambien 7 Referencias y enlaces 8 Enlaces externosCriticidad EditarUn montaje es critico si cada evento de fision causa en promedio exactamente otro Esto causa una reaccion en cadena de fision autosostenida Cuando un atomo de uranio 235 U 235 es sometido a una fision nuclear normalmente libera 2 o 3 neutrones siendo el promedio 2 4 Es este caso un montaje es critico si cada neutron liberado tiene una probabilidad de 1 2 4 0 42 42 de causar otro evento de fision como opuesto a ser absorbido por un evento de captura de no fision o a escapar del nucleo fisible La cantidad promedio de neutrones que causan nuevos eventos de fision es llamada el factor de multiplicacion de neutrones efectivos usualmente denotada por los simbolos k efectivo k eff o k Cuando el k efectivo es igual a 1 el montaje es declarado como critico si el k efectivo es menor a 1 se dice del montaje que es subcritico y si el k efectivo es mayor que 1 el montaje es declarado supercritico Critico versus casi critico EditarEn un montaje supercritico la cantidad de fisiones por unidad de tiempo N junto la produccion de energia se incrementa exponencialmente en el tiempo La rapidez de ese aumento depende del tiempo promedio que le toma T a los neutrones liberados en un evento de fision causar otra fision La tasa de crecimiento de la reaccion esta dada por N t N 0 e k t T displaystyle N t N 0 e kt T La mayor parte de los neutrones liberados por un evento de fision son aquellos liberados por la fision misma Estos son llamados neutrones inmediatos y golpean otros nucleos y causan fisiones adicionales dentro de microsegundos Sin embargo una pequena fuente adicional de neutrones es el producto de la fisiones Algunos de los nucleos resultantes de la fision son isotopos radiacivos con una corta vida media y las reacciones nucleares entre ellos liberan neutrones adicionales despues de un largo retraso hasta varios minutos despues del evento de fision inicial Estos neutrones que en promedio son menos del 1 del total de neutrones liberados por la fision son llamados neutrones retardados La relativamente lenta escala de tiempo en la que los neutrones retardados aparecen es un aspecto importante para el diseno de reactores nucleares ya que permite que el nivel de potencia del reactor sea controlado por el movimiento mecanico y gradual de barras de control Normalmente las barras de control contienen veneno para neutrones por ejemplo boro y hafnio como un medio de alterar el k efectivo Con la excepcion de los reactores experimentales de pulso los reactores nucleares estan disenados para operar en un modo critico retrasado y poseen sistemas de seguridad que previenen que ellos nunca alcancen la casi criticidad En un montaje de criticidad retardada los neutrones retardados son necesarios para alcanzar un k efectivo mayor que uno Asi el tiempo entre generaciones sucesivas de la reaccion T es dominado por el tiempo que les toma ser liberados a los neutrones retardados en el orden de segundoS o minutos Por lo tanto la reaccion se incrementara lentamente con una constante de tiempo alta Esto es lo suficientemente lento para permitir que la reaccion sea controlada con un sistema de control electromecanico tal como las barras de control todos los reactores nucleares estan disenados para operar en este regimen de criticidad retardada En contraste un montaje supercritico se dice que es casi critico si es critico sin ninguna contribucion de los neutrones retardados y que es super casi critico si es supercritico sin ninguna contribucion de los neutrones retardados En este caso el tiempo entre generaciones sucesivas de la reaccion T solo esta limitada por el tiempo de vida de los neutrones instantaneos y el incremento en la reaccion sera extremadamente rapido causando una rapida liberacion de energia dentro de unos pocos milisegundos Montajes casi criticos son creados intencionalmente por diseno para ser usado en armas nucleares y en algunos experimentos de investigacion especialmente disenados Cuando se diferencia entre un neutron instantaneo versus un neutron retardado la diferencia entre los dos esta en la fuente del cual el neutron fue liberado en el reactor Los neutrones una vez liberados no tienen ninguna diferencia excepto la energia o velocidad que las ha sido impartida a ellos Un arma nuclear se base fuertemente en la super casi criticidad para producir un alto pico de energia en una fraccion de segundo mientras que los reactores nucleares usan la criticidad retardada para producir niveles de energia controlables por meses o anos Reactores nucleares EditarCon el proposito de comenzar una reaccion de fision controlable el montaje debe ser de criticidad retardada En otras palabras k deber ser mayor que 1 supercritico sin cruzar el umbral de la casi criticidad En los reactores nucleares esto es posible debido a los neutrones retardados Debido a que toma algo de tiempo antes de que estos neutrones sean emitidos despues de un evento de fision es posible controla la reaccion nuclear usando barras de control Un reactor en estado estable potencia constante es operado de tal forma que es critico debido a los neutrones retardados pero no lo seria sin su contribucion Durante un incremento deliberado y gradual en el nivel de potencia del reactor el reactor es supercritico retardado El incremento exponencial en la actividad del reactor es lo suficientemente lenta para hacer posible el control del factor de criticidad k mediante la insercion o remocion de las varillas de material absorbente de neutrones Usando cuidadosos movimientos de las varillas de control es posible lograr un nucleo de reactor supercritico sin alcanzar un estado casi critico no seguro Una vez que un reactor de una central esta operando al nivel de potencia deseado o de diseno puede ser controlado para mantener su condicion critica por largos periodos de tiempo Accidente de casi criticidad Editar Los reactores nucleares pueden ser susceptibles a accidentes de casi criticidad si ocurre un gran incremento en el k efectivo o reactividad por ejemplo por una falla de sus sistemas de control y seguridad El rapido e incontrolable aumento de la potencia del reactor en condiciones de casi criticidad es probable que dane en forma irreparable al reactor y en casos extremos puede destruir el contenimiento de este Los sistemas de seguridad de los reactores nucleares estan disenados para prevenir las condiciones de casi criticidad y por razones de redundancia las estructuras del reactor tambien proporcionan multiples capas de contencion como una precaucion contra cualquier fuga accidental de los productos de la fision radiactivos Con la excepcion de los reactores de investigacion y experimentales se pienasa que solo han ocurrido una pequena cantidad de accidentes de reactor debido a alcanzar condiciones de casi criticidad por ejemplo Chernobil 4 el SL 1 del ejercito de Estados Unidos y el submarino sovietico K 431 En todos estos casos el aumento incontrolado de potencia fue suficiente para causar una explosion que destruyo cada uno de los reactores afectados y en la fuga de productos de la fision radiactivos a la atmosfera Se ha argumentado que la explosion en Fukushima Dai ichi 3 tambien pudo deberse a una situacion de casi criticidad ya sea antes o inmediatamente despues de la explosion de hidrogeno El ingeniero nuclear Arnie Gunderson ha sugerido que la onda de detonacion visible en los videos grabados de la explosion es una evidencia de que estaba involucrada una reaccion mas energetica que solo una explosion de hidrogeno 1 En Chernobil en 1986 una inusual y poco segura prueba fue llevada a cabo la que resulto en un sobrecalentamiento del nucleo del reactor Esto llevo a la ruptura de elementos de combustible y de canerias de agua la vaporizacion del agua una explosion de vapor y a un incendio de grafito Dado que el reactor no estaba disenado con un edificio de contencion capaz de resistir esta explosion catastrofica el accidente libero grandes cantidades de material radiactivo en el ambiente El incendio catastrofico en el grafito moderador de neutrones complico el problema enviando masivas cantidades de escombros radiactivos hacia la atmosfera En otros dos incidentes las plantas de los reactores fallaron debido a errores durante un apagado de mantenimiento que fue causado por la remocion rapida y no controlada de al menos una barra de control El SL 1 era un reactor prototipo construido para ser usado por el Ejercito de Estados Unidos en lugares remotos del polo En la planta del SL 1 en 1961 el reactor fue llevado desde apagado a un estado casi critico al extraer manualmente demasiado lejos la barra de control central A medida que el agua en el nucleo se convertia rapidamente en vapor y se expandia la vasija del reactor de 12 000 kilogramos 26 455 lb salto 2 77 metros 9 pies dejando huellas en el techo que lo cubria 2 3 Las tres personas que estaban realizando el procedimiento de mantencion murieron producto de las heridas recibidas 1 100 curies de productos de la fision fueron liberados cuando partes del nucleo fueron expulsadas Tomo 2 anos investigar el accidente y limpiar el sitio La reactividad instantanea excesiva del nucleo del SL 1 fue calculada en un informe del ano 1962 La fraccion de neutrones retardados del SL 1 es de 0 70 Evidencia conclusiva revelo que la excursion del SL 1 fue causada por el retiro parcial de la varilla de control central La reactividad asociada con el retiro de 20 pulgadas 50 8 cm de esta unica varilla ha sido estimada que fue de 2 4 dk k lo que fue suficiente par ainducir una casi criticidad y colocar al reactor en un periodo de 4 milisegundos 4 En el accidente del reactor del K 431 10 personas murieron durante una operacion de reabastecimiento de combustible En estas dos catastrofes las plantas de los reactores fueron de un apagado total a niveles de alta potencia extremos en una fraccion de segundo dananado las plantas de los reactores mas alla de la reparacion Muchos disenos de reactores logran hacer que la casi criticidad sea practicamente imposible Algunos reactores de agua presurizada por ejemplo no contienen suficiente combustible lo suficientemente enriquecido para hacer un montaje casi critico en el nucleo Tales reactores aun pueden sobrecalentarse e incluso derretirse si se pierde la habilidad para enfriarlos en un accidente de perdida de refrigerante pero es poco probable que exploten Lista de excursiones de casi criticidad accidentales EditarUna variedad de reactores de investigacion y pruebas han examinado intencionalmente la operacion de una planta de reactor casi critica El CRAC KEWB SPERT I dispositivo Godiva y los experimentos BORAX contribuyeron a esta investigacion Sin embargo tambien han ocurrido muchos accidentes principalmente durante la investigacion y el procesamiento del combustible nuclear El SL 1 fue una excepcion notable La siguiente lista de excursiones de potencia casi criticas esta adaptada de un informe enviado en el ano 2000 por un equipo de cientificos nucleares estadounidenses y rusos que estudiaron los accidentes de criticidad fue publicado por el Los Alamos Scientific Laboratory el lugar de muchas de estas excursiones 5 Una tipica excursion de potencia es de aproximadamente 1 x 1017 fisiones Los Alamos Scientific Laboratory 11 de febrero de 1945 Los Alamos Scientific Laboratory diciembre de 1949 3 o 4 x 1016 fisiones Los Alamos Scientific Laboratory 1 de febrero de 1951 Los Alamos Scientific Laboratory 18 de abril de 1952 Argonne National Laboratory 2 de junio de 1952 Oak Ridge National Laboratory 26 de mayo de 1954 Oak Ridge National Laboratory 1 de febrero de 1956 Los Alamos Scientific Laboratory 3 de julio de 1956 Los Alamos Scientific Laboratory 12 de febrero de 1957 Mayak Production Association 2 de enero de 1958 Oak Ridge Y 12 Plant 16 de junio de 1958 posible Los Alamos Scientific Laboratory 30 de diciembre de 1958 SL 1 3 de enero de 1961 4 x 1018 fisiones o 130 megajoules 36 kWh Idaho Chemical Processing Plant 25 de enero de 1961 Los Alamos Scientific Laboratory 11 de diciembre de 1962 Sarov Arzamas 16 11 de marzo de 1963 White Sands Missile Range 28 de mayo de 1965 Oak Ridge National Laboratory 30 de enero de 1968 Chelyabinsk 70 5 de abril de 1968 Aberdeen Proving Ground 6 de septiembre de 1968 Mayak Production Association 10 de diciembre de 1968 2 excursiones casi criticas Instituto Kurchatov 15 de febrero de 1971 Idaho Chemical Processing Plant 17 de octubre de 1978 muy cercanamente a casi critica Sarov Arzamas 16 17 de junio de 1997 Planta de fabricacion de combustible JCO 30 de septiembre de 1999Armas nucleares EditarArticulo principal Diseno de armas nucleares Por otro lado en el diseno de arma nucleares alcanzar la casi criticidad es esencial En realidad uno de los problemas de disenos que deben superarse al construir una bomba es contraer los materiales fisibles y alcanzar la casi criticidad antes de que la reaccion en cadena tenga una oportunidad para forzar al nucleo a expandirse Por lo tanto un buen diseno de bomba debe ganar la carrera por un nucleo denso y casi critico antes de que una reaccion en cadena menos poderosa conocida como un chisporroteo desarme el nucleo sin que permita que una cantidad significativa del combustible se fisione Generalmente esto significa que las bombas nucleares necesitan prestar especial atencion a la forma en que el nucleo es ensamblado tal como el novedoso metodo de implosion hipotetizado por Richard C Tolman Robert Serber y otros cientificos en la University of California Berkeley en el ano 1942 Vease tambien EditarMasa critica nuclear Diseno de armas nucleares Captura de neutrones Moderador de neutrones Reactor subcritico Neutron termal Coeficiente de vacioReferencias y enlaces Editar 1 Gundersen postula que una explosion en la Unidad 3 pudo haber sido causada por una casi criticidad en la piscina de combustible 26 de abril de 2011 en ingles Tucker Todd 2009 Atomic America How a Deadly Explosion and a Feared Admiral Changed the Course of Nuclear History Nueva York Free Press ISBN 978 1416544333 Ver resumen 2 Stacy Susan M 2000 Proving the Principle A History of The Idaho National Engineering and Environmental Laboratory 1949 1999 PDF U S Department of Energy Idaho Operations Office ISBN 0 16 059185 6 Archivado desde el original el 7 de agosto de 2011 Capitulo 15 IDO 19313 Archivado el 27 de septiembre de 2011 en Wayback Machine Additional Analysis of the SL 1 Excursion Final Report of Progress July through October 1962 November 1962 A Review of Criticality Accidents Los Alamos National Laboratory LA 13638 May 2000 Thomas P McLaughlin Shean P Monahan Norman L Pruvost Vladimir V Frolov Boris G Ryazanov and Victor I Sviridov Enlaces Nuclear Energy Principles Physics Department Faculty of Science Mansoura University Mansoura Egypt apparently excerpted from notes from the University of Washington Department of Mechanical Engineering themselves apparently summarized from Bodansky D 1996 Nuclear Energy Principles Practices and Prospects AIP DOE Fundamentals HandbookEnlaces externos EditarEsta obra contiene una traduccion derivada de Prompt critical de la Wikipedia en ingles concretamente de esta version publicada por sus editores bajo la Licencia de documentacion libre de GNU y la Licencia Creative Commons Atribucion CompartirIgual 3 0 Unported Datos Q20013895Obtenido de https es wikipedia org w index php title Casi critico amp oldid 137026525, wikipedia, wiki, leyendo, 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