¿Qué es la generación de calor? Definición

Es esencial que se mantenga el equilibrio entre la generación de calor y la tasa de eliminación de calor para evitar estas temperaturas que podrían provocar la falla del combustible u otros materiales estructurales. Ingenieria termal

Generación de calor en reactores nucleares

Como se escribió, una planta de energía nuclear (estación de energía nuclear) se parece a una estación de energía térmica estándar con una excepción. La fuente de calor en la central nuclear es un reactor nuclear . Como es típico en todas las centrales térmicas convencionales, el calor se utiliza para generar vapor que impulsa una turbina de vapor conectada a un generador que produce electricidad. Pero en las centrales nucleares, los reactores producen una enorme cantidad de calor (energía) en un pequeño volumen . La densidad de la generación de energía es muy grande y esto exige mucho a su sistema de transferencia de calor (sistema de refrigeración del reactor).

Distribución de energía - Reactor nuclear
En los núcleos de reactores comerciales, la distribución del flujo está significativamente influenciada por muchos factores. Simplemente, no hay coseno y J0 en el reactor de potencia comercial en la operación de potencia.

Para que un reactor funcione en un estado estable, todo el calor liberado en el sistema debe eliminarse tan rápido como se produce . Esto se logra haciendo pasar un líquido refrigerante gaseoso a través del núcleo y a través de otras regiones donde se genera calor. La transferencia de calor debe ser igual o mayor que la tasa de generación de calor o sobrecalentamiento y puede producirse un posible daño al combustible. La naturaleza y el funcionamiento de este sistema de refrigeración es una de las consideraciones más importantes en el diseño de un reactor nuclear.

Cabe señalar que, desde un punto de vista estrictamente nuclear, en teoría no existe un límite superior para la potencia térmica del reactor, que puede ser alcanzado por cualquier reactor crítico que tenga un exceso de reactividad suficiente para superar sus retroalimentaciones de temperatura negativas. En cada reactor nuclear , existe una proporcionalidad directa entre el flujo de neutrones y la potencia térmica del reactor . El término energía térmica se usa generalmente, porque significa la velocidad a la que se produce calor en el núcleo del reactor como resultado de fisión en el combustible. Además, durante un período corto, un reactor crítico no necesita tener un alto exceso de reactividad como en el caso de excursiones de reactividad rápidas.

En resumen, casi cualquier reactor puede superar la capacidad de eliminación de calor de su sistema de refrigeración. Más allá de este punto, el combustible se calienta y puede alcanzar temperaturas muy altas. El operador del reactor y los sistemas de seguridad del reactor deben evitar esta situación. Es esencial que se mantenga el equilibrio entre la generación de calor y la tasa de eliminación de calor para evitar estas temperaturas que podrían provocar la falla del combustible u otros materiales estructurales. En la ingeniería de reactores, la hidráulica térmica de los reactores nucleares describe el esfuerzo que implica el acoplamiento de la transferencia de calor y la dinámica de fluidos para lograr la tasa de eliminación de calor deseada del núcleo en condiciones normales de operación y accidente.

Producción de calor en elementos combustibles

En los reactores nucleares , existe una proporcionalidad directa entre el flujo de neutronesy la potencia térmica del reactor . Esta proporcionalidad está determinada por la velocidad de reacción de fisión por unidad de volumen ( RR = Ф. Σ ). La velocidad de reacción de fisión dentro de un reactor nuclear está controlada por varios factores. Por simplicidad, supongamos que el material fisionable está distribuido uniformemente en el reactor. En este caso, las secciones transversales macroscópicas son independientes de la posición. Multiplicar la velocidad de reacción de fisión por unidad de volumen ( RR = Ф. Σ ) por el volumen totaldel núcleo (V) nos da el número total de reacciones que ocurren en el núcleo del reactor por unidad de tiempo. Pero también sabemos que la cantidad de energía liberada por cada reacción de fisión es de aproximadamente 200 MeV / fisión . Ahora, es posible determinar la velocidad de liberación de energía  (potencia) debido a la reacción de fisión. Se da mediante la siguiente ecuación:

P = RR. E r . V = Ф. Σ f . E r . V = Ф. N U235 . σ 235 . E r . V

dónde:

P – potencia del reactor (MeV.s -1 )

Ф – flujo de neutrones (neutrones.cm -2 .s -1 )

σ – sección transversal microscópica (cm 2 )

N – densidad de número atómico (átomos.cm -3 )

Er – la energía recuperable promedio por fisión (MeV / fisión)

V – volumen total del núcleo (m 3 )

 

En general, la fisión nuclear da como resultado la liberación de enormes cantidades de energía . La cantidad de energía depende fuertemente del núcleo a ser fisionado y también depende fuertemente de la energía cinética de un neutrón incidente . Para calcular la potencia de un reactor, es necesario poder identificar con precisión los componentes individuales de esta energía . Al principio, es importante distinguir entre la energía total liberada y la energía que se puede recuperar en un reactor .

Liberación de energía por fisiónLa energía total liberada en la fisión puede calcularse a partir de las energías de unión del núcleo objetivo inicial a ser fisionadas y las energías de unión de los productos de fisión . Pero no toda la energía total se puede recuperar en un reactor. Por ejemplo, se liberan alrededor de 10 MeV en forma de neutrinos (de hecho, antineutrinos ). Dado que los neutrinos están interactuando débilmente (con una sección transversal extremadamente baja de cualquier interacción), no contribuyen a la energía que se puede recuperar en un reactor.

Como se puede ver en la tabla, la energía total liberada en un reactor es de aproximadamente 210 MeV por 235 U de fisión , distribuida como se muestra en la tabla. En un reactor, la energía recuperable promedio por fisión es de aproximadamente 200 MeV , siendo la energía total menos la energía de la energía de los antineutrinos que se irradian. Esto significa que alrededor de 3,1 ⋅ 10 10 fisiones por segundo se requieren para producir una potencia de 1 W . Dado que 1 gramo de cualquier material fisible contiene aproximadamente 2.5 x 10 21 núcleos, la fisión de 1 gramo de material fisionable produce aproximadamente 1 megavatio-día (MWd) de energía térmica.

Energía nuclear - Calor de decaimiento
Fuentes de energía térmica en la operación de potencia del reactor de agua a presión.

Como se puede ver en la descripción de los componentes individuales de la energía energética total liberada durante la reacción de fisión, se genera una cantidad significativa de energía fuera del combustible nuclear (barras de combustible externas). Especialmente la energía cinética de los neutrones rápidos se genera en gran medida en el refrigerante ( moderador ) . Este fenómeno necesita ser incluido en los cálculos nucleares.

Reflector de neutrones
Reflector de neutrones dentro de un núcleo de reactor de LWR. Es solo un ejemplo ilustrativo.

Para LWR , generalmente se acepta que aproximadamente el 2.5% de la energía total se recupera en el moderador . Esta fracción de energía depende de los materiales, su disposición dentro del reactor y, por lo tanto, del tipo de reactor.

También debe agregarse, también las otras partes internas del reactor deben enfriarse lo suficiente para evitar el sobrecalentamiento de sus materiales de construcción. Uno de los componentes más expuestos es el reflector de neutrones , especialmente el reflector pesado. Mientras actúa como un escudo de neutrones, el reflector pesado se calienta debido a la absorción de la  radiación gamma . Para evitar el sobrecalentamiento, el calor en el reflector es eliminado por el agua que fluye a través de los canales de enfriamiento perforados a través del reflector.

Ver también: liberación de energía por fisión

Ver también: calor residual

Distribución de energía en núcleos de reactores convencionales

Cabe señalar que la forma de flujo derivada de la teoría de la difusión es solo un caso teórico en un reactor cilíndrico homogéneo uniforme a bajos niveles de potencia (con ” criticidad de potencia cero “). Supusimos implícitamente que el núcleo que consta de miles de elementos de combustible y control, refrigerante y estructura puede representarse mediante una mezcla homogénea efectiva. Esta es una suposición muy fuerte , porque no tiene en cuenta la heterogeneidad de un núcleo.

Ver también: Ecuación de difusión – Reactor cilíndrico finito

En los núcleos de reactores comerciales, la distribución del flujo está significativamente influenciada por muchos factores. Uno de los aspectos más importantes es la heterogeneidad del ensamblaje del moderador de combustible. Este problema es muy complejo y se describe por separado en:

Ver también: Distribución de energía

Límites térmicos

La temperatura en un reactor en funcionamiento varía de un punto a otro dentro del sistema. Como consecuencia, siempre hay una barra de combustible y un volumen local , que están más calientes que el resto. Con el fin de limitar estos lugares calientes los límites de potencia de pico deben ser introducidos. Los límites de potencia máxima están asociados con fenómenos tales como la salida de la ebullición de los nucleados y con las condiciones que podrían causar la fusión del granulado de combustible.

Por lo tanto, la distribución de energía dentro del núcleo debe estar adecuadamente limitada. Estas limitaciones generalmente se dividen en dos categorías básicas:

Reactivo refrigerante delta T – Balance energético

Otra relación muy útil es que la potencia térmica producida por un reactor está directamente relacionada con el caudal másico del refrigerante del reactor y la diferencia de temperatura a través del núcleo.

ecuación de balance de energía - reactor

Sobre una base termodinámica directa, esta generación de calor también está relacionada con la diferencia de temperatura del fluido a través del núcleo y la velocidad de flujo másico del fluido que pasa a través del núcleo. Por lo tanto, el tamaño del núcleo del reactor depende y está limitado por la gran cantidad de líquido que puede pasar a través del núcleo para eliminar la energía térmica generada . Tenga en cuenta que, en PWR , la temperatura de salida del núcleo es limitada. En un reactor típico de agua a presión, el refrigerante primario caliente ( agua 330 ° C; 626 ° F ) se bombea al generador de vapora través de la entrada primaria. Esto requiere mantener presiones muy altas para mantener el agua en estado líquido. Para evitar la ebullición del refrigerante primario y proporcionar un margen de subenfriamiento (la diferencia entre la temperatura del presurizador y la temperatura más alta en el núcleo del reactor), las presiones alrededor de 16 MPa son típicas para los PWR El recipiente a presión del reactor es el componente clave, que limita la eficiencia térmica de cada planta de energía nuclear , ya que el recipiente del reactor debe soportar altas presiones. Muchos otros factores afectan la cantidad de calor generado dentro del núcleo de un reactor, pero su tasa de generación limitante se basa en la cantidad de energía que el refrigerante puede transportar de manera segura.

Perfil de temperatura – Combustible nuclear

Combustible nuclear - TemperaturasVer también:  temperatura de la superficie del revestimiento

La mayoría de los PWR utilizan el combustible de uranio , que está en forma de dióxido de uranio . El dióxido de uranio es un sólido semiconductor negro con muy baja conductividad térmica. Por otro lado, el dióxido de uranio tiene un punto de fusión muy alto y tiene un comportamiento bien conocido. El UO 2 se presiona en gránulos cilíndricos , estos gránulos se sinterizan en el sólido.

Estos gránulos cilíndricos se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (o pasador de combustible), que está hecha de aleaciones de circonio debido a su sección transversal de muy baja absorción (a diferencia del acero inoxidable). La superficie del tubo, que cubre los gránulos, se llama revestimiento de combustible .

Ver también:  conducción térmica de dióxido de uranio

El comportamiento térmico y mecánico de las pastillas de combustible  y las barras de combustible constituyen una de las tres disciplinas clave de diseño principales. El combustible nuclear se opera en condiciones muy inhóspitas (térmicas, de radiación, mecánicas) y debe soportar un funcionamiento superior al normal. Por ejemplo, las temperaturas en el centro de los gránulos de combustible alcanzan más de 1000 ° C (1832 ° F) acompañadas de liberaciones de gases de fisión. Por lo tanto, el conocimiento detallado de la distribución de temperatura dentro de una sola barra de combustible es esencial para la operación segura del combustible nuclear. En esta sección estudiaremos la ecuación de conducción de calor en coordenadas cilíndricas.usando la condición de límite de Dirichlet con la temperatura de superficie dada (es decir, usando la condición de límite de Dirichlet). El análisis exhaustivo del perfil de temperatura de la barra de combustible se estudiará en una sección separada.

Temperatura en la línea central de una pastilla de combustible

Considere la pastilla de combustible de radio U = 0.40 cm , en la cual hay una generación de calor uniforme y constante por unidad de volumen, V [W / m 3 ] . En lugar de la tasa de calor volumétrica q V [W / m 3 ], los ingenieros a menudo usan la tasa de calor lineal, q L [W / m] , que representa la tasa de calor de un metro de varilla de combustible. La tasa de calor lineal se puede calcular a partir de la tasa de calor volumétrica mediante:

tasa de calor lineal vs tasa de calor volumétrica

La línea central se toma como el origen de la coordenada r. Debido a la simetría en la dirección z y en la dirección azimutal, podemos separar las variables y simplificar este problema a un problema unidimensional . Por lo tanto, resolveremos la temperatura solo en función del radio, T (r) . Para una conductividad térmica constante , k, la forma apropiada de la ecuación de calor cilíndrica , es:

ecuación de calor - cilíndrica - 2

La solución general de esta ecuación es:

ecuación de calor - cilíndrica - solución general

donde C 1 y C 2 son las constantes de la integración.

Conducción térmica - pellet de combustibleCalcule la distribución de temperatura, T (r) , en esta pastilla de combustible, si:

  • las temperaturas en la superficie del pellet de combustible son U = 420 ° C
  • el radio de la pastilla de combustible U = 4 mm .
  • la conductividad promedio del material es k = 2.8 W / mK (corresponde a dióxido de uranio a 1000 ° C)
  • la tasa de calor lineal es L = 300 W / cm y, por lo tanto, la tasa de calor volumétrica es q V = 597 x 10 6 W / m 3

En este caso, la superficie se mantiene a temperaturas dadas T U . Esto corresponde a la condición límite de Dirichlet . Además, este problema es térmicamente simétrico y, por lo tanto, podemos usar también la condición de límite de simetría térmica . Las constantes pueden evaluarse utilizando la sustitución en la solución general y tienen la forma:

ecuación de calor - cilíndrica - condiciones de contorno

La distribución de temperatura resultante y la temperatura de la línea central (r = 0) (máxima) en esta pastilla de combustible cilíndrica en estas condiciones límite específicas serán:

ecuación de calor - cilíndrica - solución

El flujo de calor radial en cualquier radio, q r [Wm -1 ], en el cilindro puede, por supuesto, determinarse usando la distribución de temperatura y con la ley de Fourier . Tenga en cuenta que, con la generación de calor, el flujo de calor ya no es independiente de r.

La siguiente figura muestra la distribución de temperatura en la pastilla de combustible a varios niveles de potencia.

Distribución de temperatura - combustible nuclear

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La temperatura en un reactor en funcionamiento varía de un punto a otro dentro del sistema. Como consecuencia, siempre hay una barra de combustible y un volumen local , que están más calientes  que el resto. Con el fin de limitar estos lugares calientes los límites de potencia de pico deben ser introducidos. Los límites de potencia máxima están asociados con una crisis de ebullición y con las condiciones que podrían causar la fusión de los pellets de combustible. Sin embargo, las consideraciones metalúrgicas imponen límites superiores a la temperatura del revestimiento de combustible y la pastilla de combustible. Por encima de estas temperaturasExiste el peligro de que el combustible se dañe. Uno de los objetivos principales en el diseño de reactores nucleares es proporcionar la eliminación del calor producido al nivel de potencia deseado, mientras se asegura que la temperatura máxima del combustible y la temperatura máxima del revestimiento estén siempre por debajo de estos valores predeterminados.

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