Transport de neutrons

El transport de neutrons (també conegut com neutrónica) és l'estudi dels moviments i les interaccions dels neutrons en els materials. Els científics i ingeniers nuclears freqüentment necessiten saber on es troben els neutrons en un sistema, en quina direcció van i en quina rapidea es mouen.

S'utilisa habitualment per a determinar el comportament de núcleus de reactors nuclears i fas de neutrons experimentals o industrials. El transport de neutrons és un tipo de transport radiativo.

Antecedents

El transport de neutrons té les seues raïls en l'equació de Boltzmann, que es va utilisar en el XIX per a estudiar la teoria cinètica dels gasos. No va rebre un desenroll a gran escala fins a l'invenció dels reactors nuclears de reacció en cadena en la década de 1940. A mida que les distribucions de neutrons varen ser objecte d'un escrutini detallat, es varen trobar aproximacions elegants i solucions analítiques en geometria simples. No obstant, a mida que ha aumentat la potència computacional, s'han tornat prevalentes els enfocaments numèrics per al transport de neutrons. Hui en dia, en computadores massivament paraleles, és dir en gran capacitat de paralelización de problemes, el transport de neutrons encara es troba baix un desenroll intensiu en el món acadèmic i en institucions d'investigació de tot lo món. Seguix sent un problema computacional desafiant ya que depén del temps, de les 3 dimensions de l'espai, de l'àngul de trayectòria i les variables d'energia que comprenen varis órdens de magnitut (des de fraccions de meV fins a varis MeV). Les solucions modernes utilisen elements finitos o métodos de Monte Carlo.

Equació de transport de neutrons

L'equació de transport de neutrons és una relació d'equilibri dels neutrons en un sistema. Cada terme representa un guany o una pèrdua d'un neutró, i l'equilibri, en essència, afirma que els neutrons guanyats equivalen als neutrons perduts.

Està formulat com seguix:

$(\frac{1}{v(E)}\frac{\partial }{\partial t}+\widehat{𝜴}\cdot \mathrm{\nabla }+{\Sigma }_t(𝐫,E,t))\psi (𝐫,E,\widehat{𝜴},t)=$

$\frac{{\chi }_p\left(E\right)}{4\pi }\underset{0}{\overset{\mathrm{\infty }}{\int }}d{E}^{\prime }{\nu }_p\left(E^{\prime }\right){\Sigma }_f(𝐫,E^{\prime },t)\varphi (𝐫,E^{\prime },t)+\sum _{i=1}^N\frac{{\chi }_{di}\left(E\right)}{4\pi }{\lambda }_i{C}_i(𝐫,t)+$

$\underset{4\pi }{\int }d{\Omega }^{\prime }\underset{0}{\overset{\mathrm{\infty }}{\int }}d{E}^{\prime }{\Sigma }_s(𝐫,E^{\prime }\to E,{\widehat{𝜴}}^{\prime }\to \widehat{𝜴},t)\psi (𝐫,E^{\prime },{\widehat{𝜴}}^{\prime },t)+s(𝐫,E,\widehat{𝜴},t)$

L'equació de transport es pot aplicar a una part determinada de l'espai de fase (temps t, energia I, ubicació $𝐫$ i direcció de l'àngul del neutró $\widehat{𝜴}$ ). El primer terme representa la velocitat dels neutrons en el sistema. El segon terme descriu el moviment de neutrons dins o fòra del volum d'espai d'interés. El tercer terme representa tots els neutrons que colisionen en eixe espai de fase.

El primer terme del costat dret és la producció de neutrons en este espai de fase per la fissió, mentres que el segon terme del costat dret és la producció de neutrons en este espai de fase per precursors de neutrons retardados (és dir, núcleus inestables que sofrixen desintegració de neutrons). El tercer terme en el costat dret és dispersió interna, estos són neutrons que ingressen a esta àrea de l'espai de fase com a resultat d'interaccions de dispersió en una atra. El quart terme de la dreta és una font genèrica.

L'equació generalment es resol per a trobar $\varphi (𝐫,E)$, que es referix al fluix de neutrons, ya que això nos permetrà conéixer característiques del reactor, com són la potència i les velocitats de reacció, que són de principal interés en estudis de blindage i dosimetría.