¿Qué es la densidad de flujo de calor? Flujo térmico: definición

La tasa de transferencia de calor por unidad de área normal a la dirección de transferencia de calor se denomina flujo de calor. A veces también se conoce como densidad de flujo de calor. Ingenieria termal

Densidad de flujo de calor – Flujo térmico

La tasa de transferencia de calor por unidad de área normal a la dirección de transferencia de calor se denomina flujo de calor . A veces también se conoce como densidad de flujo de calor . En SI sus unidades son vatios por metro cuadrado (Wm −2 ). Tiene una dirección y una magnitud, por lo que es una cantidad vectorial. El flujo de calor promedio se expresa como:

densidad de flujo de calor - ecuación

donde A es el área de transferencia de calor. La unidad de flujo de calor en unidades inglesas es Btu / h · ft 2 . Tenga en cuenta que el flujo de calor puede variar con el tiempo, así como la posición en una superficie.

En los reactores nucleares , las limitaciones del flujo de calor local son de la mayor importancia para la seguridad del reactor. Como el combustible nuclear consiste en barras de combustible, el flujo de calor se define en unidades de W / cm (flujo de calor lineal local) o kW / barra (potencia por barra de combustible).

Medición de flujo de calor

La medición del flujo de calor se puede realizar de diferentes maneras.

  • Medición basada en la diferencia de temperatura . Un método comúnmente conocido, pero a menudo poco práctico, se realiza midiendo una diferencia de temperatura sobre una pieza de material con conductividad térmica conocida . Este método supone que la conductividad térmica del material es bien conocida. Este método es análogo a una forma estándar de medir una corriente eléctrica, donde uno mide la caída de voltaje sobre una resistencia conocida.
  • Medición basada en el uso del sensor de flujo de calor . El flujo de calor se puede medir directamente a través de sensores de flujo de calor o transductores de flujo de calor. El tipo más común de sensor de flujo de calor es una termopila de temperatura diferencial que opera esencialmente con el mismo principio que el primer método de medición. Un sensor de flujo de calor debe medir la densidad del flujo de calor local en una dirección. El resultado se expresa en vatios por metro cuadrado. Esta medición tiene la ventaja de que la conductividad térmica no necesita ser un parámetro conocido.

Ejemplo: flujo de calor a través de una ventana

Ejemplo - Flujo de calor - Conducción térmicaPérdida de calor a través de ventanas.

Una fuente importante de pérdida de calor de una casa es a través de las ventanas. Calcule la tasa de flujo de calor a través de una ventana de vidrio de 1.5 mx  1.0 m de área y 3.0 mm de espesor, si las temperaturas en las superficies interna y externa son 14.0 ° C y 13.0 ° C, respectivamente. Calcule el flujo de calor a través de esta ventana.

Solución:

En este punto, sabemos las temperaturas en las superficies del material. Estas temperaturas también están dadas por las condiciones dentro y fuera de la casa. En este caso, el calor fluye por conducción a través del vidrio desde la temperatura interior más alta hasta la temperatura exterior más baja. Utilizamos la ecuación de conducción de calor:

Pérdida de calor a través de la ventana - ecuación

Suponemos que la conductividad térmica de un vidrio común es k = 0.96 W / mK

El flujo de calor será entonces:

q = 0.96 [W / mK] x 1 [K] / 3.0 x 10 -3  [m] = 320 W / m 2

La pérdida total de calor a través de esta ventana será:

pérdida  = q. A = 320 x 1.5 x 1.0 = 480W

Flujo de calor crítico

Dryout vs. DNBComo se escribió, en los reactores nucleares , las limitaciones del flujo de calor local son de la mayor importancia para la seguridad del reactor. Para los reactores de agua a presión y también para los reactores de agua en ebullición , existen fenómenos termohidráulicos, que causan una disminución repentina en la eficiencia de la transferencia de calor (más precisamente en el coeficiente de transferencia de calor ). Estos fenómenos ocurren a cierto valor del flujo de calor, conocido como el ” flujo de calor crítico “. Los fenómenos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.

En ambos tipos de reactores, el problema está más o menos asociado con la salida de la ebullición de los nucleados. El flujo de calor de ebullición nucleado no se puede aumentar indefinidamente. En cierto valor, lo llamamos el ” flujo de calor crítico ” ( CHF ), el vapor producido puede formar una capa aislante sobre la superficie, que a su vez deteriora el coeficiente de transferencia de calor. Inmediatamente después de alcanzar el flujo de calor crítico, la ebullición se vuelve inestable y se produce la ebullición de la película. La transición de ebullición nucleada a ebullición de película se conoce como la ” crisis de ebullición “. Como se escribió, los fenómenos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.

  • Secar. En los BWR, este fenómeno se conoce como el “secado” y está directamente asociado con cambios en el patrón de flujo durante la evaporación en la región de alta calidad. A combinaciones dadas de velocidad de flujo a través de un canal, presión, calidad de flujo y velocidad de calor lineal, la película líquida de la pared puede agotarse y la pared puede secarse . En condiciones normales, la superficie del combustible se enfría efectivamente por medio de refrigerante hirviendo. Sin embargo, cuando el flujo de calor excede un valor crítico (CHF – flujo de calor crítico), el patrón de flujo puede alcanzar las condiciones de secado (desaparece la película delgada de líquido). La transferencia de calor desde la superficie del combustible al refrigerante se deteriora, con el resultado de unaumento drásticamente la temperatura de la superficie del combustible . En la región de alta calidad, la crisis ocurre con un flujo de calor más bajo. Dado que la velocidad de flujo en el núcleo de vapor es alta, la transferencia de calor post-CHF es mucho mejor que para el flujo crítico de baja calidad (es decir, para los aumentos de temperatura PWR son más altos y más rápidos).
  • flujo de calor crítico y DNB (Salida de ebullición de nucleado)
    Si el flujo de calor de un sistema de ebullición es más alto que el flujo de calor crítico, entonces puede ocurrir DNB (salida de la ebullición nuclear).

    Salida de Nucleate Boiling. En el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación de la ebullición de nucleados ), lo que provoca la formación de una capa de vapor local , lo que provoca una reducción dramática en la capacidad de transferencia de calor. Este fenómeno ocurre en la región subenfriada o de baja calidad. El comportamiento de la crisis de ebullición depende de muchas condiciones de flujo (presión, temperatura, velocidad de flujo), pero la crisis de ebullición ocurre a flujos de calor relativamente altos y parece estar asociada con la nube de burbujas, adyacente a la superficie. Estas burbujas o películas de vapor reducen la cantidad de agua entrante. Dado que este fenómeno deteriora el coeficiente de transferencia de calor y el flujo de calor permanece, entonces el calorse acumula en la barra de combustible causando un aumento dramático del revestimiento y la temperatura del combustible . Simplemente, se requiere una diferencia de temperatura muy alta para transferir el flujo de calor crítico que se produce desde la superficie de la barra de combustible al refrigerante del reactor (a través de la capa de vapor). En el caso de los PWR, el flujo crítico es el flujo anular invertido , mientras que en los BWR, el flujo crítico suele ser el flujo anular. La figura muestra la diferencia en el régimen de flujo entre el flujo posterior al secado y el flujo posterior al DNB. En los PWR en funcionamiento normal, el flujo se considera monofásico. Pero se ha realizado una gran cantidad de estudios sobre la naturaleza del flujo de dos fases en caso detransitorios y accidentes (como el accidente de pérdida de refrigerante – LOCA o disparo de RCP ), que son importantes en la seguridad del reactor y deben demostrarse y declararse en el Informe de Análisis de Seguridad (SAR).

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