Reseña

“Física de reactores nucleares” integra el conjunto de teorías que describen los procesos físicos que posibilitan el funcionamiento de los reactores nucleares.
En la primera parte de esta edición se deduce la ‘ecuación de transporte’, una ecuación diferencial íntegro-diferencial en términos de la densidad angular de neutrones ψ(𝒓,𝐮,𝑡), una función que describe la distribución de neutrones en forma vectorial. A partir de la ecuación de transporte se formula la ‘teoría de difusión’ y se ejemplifica su uso en el análisis del comportamiento de fuentes de neutrones y el cálculo del tamaño y masa crítica de reactores simples. En seguida se desarrolla la ‘teoría cinética de los reactores nucleares’ incorporando el concepto de reactividad, el cual es fundamental en el control el reactor. Posteriormente, se presenta la ‘teoría de frenado’, también conocida como ‘teoría de moderación’ o ‘teoría de Fermi’, que justifica el uso de materiales moderadores en los reactores. En seguida se presentan los fundamentos de la ‘teoría de multigrupos’ y, finalmente, se desarrolla la ‘teoría de un reactor crítico’, y se realizan cálculos teóricos de los factores de la constante de multiplicación para celdas de combustible heterogéneas.
En la segunda parte se presentan ejercicios didácticos y problemas resueltos que permiten darle significado físico a la teoría y complementan aspectos deductivos formales. Esta parte culmina con el cálculo de los parámetros nucleares del reactor nuclear subcrítico Nuclear Chicago, en posesión de la Unidad Académica de Estudios Nucleares de la Universidad Autónoma de Zacatecas, México.