Flux de neutrons

Nivells de flux de neutrons generats al nucli del reactor de prova avançat d'INL durant el funcionament. Els nivells de neutrons són més alts a les zones blaves i morades, i més baixos a les zones taronja i vermella.

El flux de neutrons és una magnitud escalar utilitzada en física nuclear i física de reactors nuclears. És la distància total recorreguda per tots els neutrons lliures per unitat de temps i volum. De manera equivalent, es pot definir com el nombre de neutrons que viatgen a través d'una petita esfera de radi en un interval de temps, dividit per una secció transversal màxima de l'esfera (la gran àrea del disc, ) i per la durada de l'interval de temps. La dimensió del flux de neutrons és i la unitat habitual és cm −2 s −1 (centímetre quadrat recíproc per segon recíproc).

Aquesta imatge mostra les deteccions de flux de neutrons al voltant del pol sud lunar des de LEND. Crèdit: NASA/Institut d'Investigació Espacial (Moscou)

La fluència de neutrons es defineix com el flux de neutrons integrat durant un període de temps determinat. Així que la seva dimensió és i la seva unitat habitual és cm−2 (centímetre quadrat recíproc). Un terme més antic utilitzat en lloc de cm−2 va ser "nvt" (neutrons, velocitat, temps).[1]

Flux natural de neutrons[modifica]

El flux de neutrons a les estrelles de branques gegants asimptòtiques i a les supernoves és responsable de la major part de la nucleosíntesi natural produint elements més pesats que el ferro. A les estrelles hi ha un flux de neutrons relativament baix de l'ordre de 10 5 a 10 11 cm −2 s −1, donant lloc a la nucleosíntesi pel procés s (procés lent de captura de neutrons). Per contra, després d'una supernova de col·lapse del nucli, hi ha un flux de neutrons extremadament alt, de l'ordre de 10 32 cm −2 s −1, [2] donant lloc a la nucleosíntesi pel procés r (procés ràpid de captura de neutrons).

El flux de neutrons atmosfèrics de la Terra, aparentment de les tempestes, pot arribar a nivells de 3·10 −2 a 9.10 +1 cm −2 s −1.[3][4] Tanmateix, resultats recents [5] (considerats invàlids pels investigadors originals [6] ) obtinguts amb detectors de neutrons de centelleig no blindats mostren una disminució del flux de neutrons durant les tempestes. La investigació recent sembla donar suport a la generació de llamps de 10 13 a 10 15 neutrons per descàrrega mitjançant processos fotonuclears.[7]

Fluència de neutrons de la paret del recipient del reactor[modifica]

Un reactor d'una central nuclear típica (PWR) aguanta en 40 anys (32 anys de reactor complet) de funcionament aproximadament 6,5 × 10 19 cm−2 (E > 1 MeV) de fluència de neutrons.[8] El flux de neutrons fa que els recipients dels reactors pateixin fragilització per neutrons.

Referències[modifica]

  1. M. F. Kaplan. Nuclear Radiation and the Properties of Concrete. University of Cape Town, August 1983, p. 2. 
  2. Burbidge, E. Margaret; Burbidge, G. R.; Fowler, William A.; Hoyle, F. Reviews of Modern Physics, 29, 4, October 1957, pàg. 548–650. Bibcode: 1957RvMP...29..547B. DOI: 10.1103/RevModPhys.29.547 [Consulta: free].
  3. Gurevich, A. V.; Antonova, V. P. Physical Review Letters, 108, 12, 2012, pàg. 125001. Bibcode: 2012PhRvL.108l5001G. DOI: 10.1103/PhysRevLett.108.125001. PMID: 22540588.
  4. Gurevich, A. V.; Almenova, A. M. Physical Review D, 94, 2, 2016, pàg. 023003. Bibcode: 2016PhRvD..94b3003G. DOI: 10.1103/PhysRevD.94.023003.
  5. Alekseenko, V.; Arneodo, F.; Bruno, G.; Di Giovanni, A.; Fulgion, W. Physical Review Letters, 114, 12, 2015, pàg. 125003. Bibcode: 2015PhRvL.114l5003A. DOI: 10.1103/PhysRevLett.114.125003. PMID: 25860750.
  6. Gurevich, A. V.; Ptitsyn, M. O. Physical Review Letters, 115, 12, 2015, pàg. 179501. Bibcode: 2015PhRvL.115q9501G. DOI: 10.1103/PhysRevLett.115.179501. PMID: 26551144.
  7. Köhn, Christoph; Diniz, Gabriel; Harakeh, GMushin Journal of Geophysical Research: Atmospheres, 122, 2, 2017, pàg. 1366. Bibcode: 2017JGRD..122.1365K. DOI: 10.1002/2016JD025445. PMC: 5349290. PMID: 28357174.
  8. Nuclear Power Plant Borssele Reactor Pressure Vessel Safety Assessment, p. 29, 5.6 Neutron Fluence Calculation.