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 f 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 .
La 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.
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.
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
Perfil de temperatura – Combustible nuclear
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 r U = 0.40 cm , en la cual hay una generación de calor uniforme y constante por unidad de volumen, q 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:
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:
La solución general de esta ecuación es:
donde C 1 y C 2 son las constantes de la integración.
Calcule la distribución de temperatura, T (r) , en esta pastilla de combustible, si:
- las temperaturas en la superficie del pellet de combustible son T U = 420 ° C
- el radio de la pastilla de combustible r 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 q 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:
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:
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.
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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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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: translations@nuclear-power.com o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.
