{"id":39456,"date":"2019-09-11T21:00:48","date_gmt":"2019-09-11T20:00:48","guid":{"rendered":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/que-es-la-generacion-de-calor-definicion\/"},"modified":"2020-01-05T19:53:23","modified_gmt":"2020-01-05T18:53:23","slug":"que-es-la-generacion-de-calor-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-la-generacion-de-calor-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es la generaci\u00f3n de calor? Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"
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Es esencial que se mantenga el equilibrio entre la generaci\u00f3n de calor y la tasa de eliminaci\u00f3n de calor para evitar estas temperaturas que podr\u00edan provocar la falla del combustible u otros materiales estructurales.\u00a0Ingenieria termal<\/div>\n<\/div>\n
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Generaci\u00f3n de calor en reactores nucleares<\/h2>\n

Como se escribi\u00f3, una\u00a0planta de energ\u00eda nuclear<\/strong>\u00a0(estaci\u00f3n de energ\u00eda nuclear) se parece a una estaci\u00f3n de energ\u00eda t\u00e9rmica est\u00e1ndar con una excepci\u00f3n.\u00a0La fuente de calor en la central nuclear es un\u00a0reactor nuclear<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Como es t\u00edpico en todas las centrales t\u00e9rmicas convencionales, el calor se utiliza para generar vapor que impulsa una\u00a0turbina de vapor<\/a>\u00a0conectada a un\u00a0generador<\/a>\u00a0que produce electricidad.\u00a0Pero en las centrales nucleares, los reactores producen una\u00a0enorme cantidad de calor<\/strong>\u00a0(energ\u00eda) en un\u00a0peque\u00f1o volumen<\/strong>\u00a0.\u00a0La densidad de la generaci\u00f3n de energ\u00eda es\u00a0muy grande<\/strong>\u00a0y esto exige mucho a su\u00a0sistema de transferencia de calor<\/strong>\u00a0(sistema de refrigeraci\u00f3n del reactor).<\/p>\n

\"Distribuci\u00f3n<\/a>
En los n\u00facleos de reactores comerciales, la distribuci\u00f3n del flujo est\u00e1 significativamente influenciada por muchos factores.\u00a0Simplemente, no hay coseno y J0 en el reactor de potencia comercial en la operaci\u00f3n de potencia.<\/figcaption><\/figure>\n

Para que un reactor funcione en un estado estable, todo el calor liberado en el sistema debe eliminarse\u00a0tan r\u00e1pido como se produce<\/strong>\u00a0.\u00a0Esto se logra haciendo pasar un l\u00edquido refrigerante gaseoso a trav\u00e9s del\u00a0n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0y a trav\u00e9s de otras regiones donde se genera calor.\u00a0La transferencia de calor debe ser igual o mayor que la tasa de generaci\u00f3n de calor o sobrecalentamiento y puede producirse un posible da\u00f1o al combustible.\u00a0La naturaleza y el funcionamiento de este sistema de refrigeraci\u00f3n es una de las consideraciones m\u00e1s importantes en el dise\u00f1o de un reactor nuclear.<\/p>\n

Cabe se\u00f1alar que, desde un punto de vista estrictamente nuclear, en teor\u00eda no existe un l\u00edmite superior para la potencia t\u00e9rmica del reactor, que puede ser alcanzado por cualquier reactor cr\u00edtico que tenga un exceso de reactividad suficiente para superar sus retroalimentaciones de temperatura negativas.\u00a0En cada\u00a0reactor nuclear<\/a>\u00a0, existe una\u00a0proporcionalidad directa<\/strong>\u00a0entre el\u00a0flujo de neutrones<\/strong>\u00a0<\/a>y la\u00a0potencia t\u00e9rmica<\/strong>\u00a0del\u00a0reactor<\/strong>\u00a0.\u00a0El t\u00e9rmino energ\u00eda t\u00e9rmica se usa generalmente, porque significa la velocidad a la que se produce calor en el n\u00facleo del reactor como resultado de\u00a0fisi\u00f3n<\/a>\u00a0en el combustible.\u00a0Adem\u00e1s, durante un per\u00edodo corto, un reactor cr\u00edtico no necesita tener un alto exceso de reactividad como en el caso de excursiones de reactividad r\u00e1pidas.<\/p>\n

En resumen, casi cualquier reactor puede superar la capacidad de eliminaci\u00f3n de calor de su sistema de refrigeraci\u00f3n.\u00a0M\u00e1s all\u00e1 de este punto, el combustible se calienta y puede alcanzar temperaturas muy altas.\u00a0El operador del reactor y los sistemas de seguridad del reactor deben evitar esta situaci\u00f3n.\u00a0Es esencial que\u00a0se mantenga el\u00a0equilibrio entre<\/strong>\u00a0la\u00a0generaci\u00f3n de calor y la tasa de eliminaci\u00f3n de calor<\/strong>\u00a0para evitar estas temperaturas que podr\u00edan provocar la falla del combustible u otros materiales estructurales.\u00a0En la ingenier\u00eda de reactores, la hidr\u00e1ulica t\u00e9rmica de los reactores nucleares describe el esfuerzo que implica el acoplamiento de la transferencia de calor y la din\u00e1mica de fluidos para lograr la tasa de eliminaci\u00f3n de calor deseada del n\u00facleo en condiciones normales de operaci\u00f3n y accidente.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

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Producci\u00f3n de calor en elementos combustibles<\/h2>\n

En\u00a0los reactores nucleares<\/a>\u00a0, existe una\u00a0proporcionalidad directa<\/strong>\u00a0entre el\u00a0flujo de neutrones<\/strong><\/a>y la\u00a0potencia t\u00e9rmica<\/strong>\u00a0del\u00a0reactor<\/strong>\u00a0.\u00a0Esta proporcionalidad est\u00e1 determinada por la\u00a0velocidad de reacci\u00f3n de fisi\u00f3n<\/strong>\u00a0por unidad de volumen (\u00a0RR = \u0424. \u03a3<\/strong>\u00a0).\u00a0La velocidad de reacci\u00f3n de fisi\u00f3n dentro de un reactor nuclear est\u00e1 controlada por varios factores.\u00a0Por simplicidad, supongamos que el\u00a0material fisionable<\/a>\u00a0est\u00e1 distribuido uniformemente en el reactor.\u00a0En este caso, las\u00a0secciones transversales macrosc\u00f3picas<\/a>\u00a0son independientes de la posici\u00f3n.\u00a0Multiplicar la\u00a0velocidad de reacci\u00f3n de fisi\u00f3n<\/strong>\u00a0por unidad de volumen (\u00a0RR = \u0424. \u03a3<\/strong>\u00a0) por el\u00a0volumen total<\/strong>del n\u00facleo (V) nos da el\u00a0n\u00famero total de reacciones que<\/strong>\u00a0ocurren en el\u00a0n\u00facleo<\/a>\u00a0del\u00a0reactor<\/a>\u00a0por unidad de tiempo.\u00a0Pero tambi\u00e9n sabemos que la cantidad de\u00a0energ\u00eda liberada por cada reacci\u00f3n de fisi\u00f3n<\/a>\u00a0es de aproximadamente\u00a0200 MeV \/ fisi\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0Ahora, es posible determinar la\u00a0velocidad de liberaci\u00f3n de energ\u00eda\u00a0<\/strong>\u00a0(potencia) debido a la reacci\u00f3n de fisi\u00f3n.\u00a0Se da mediante la siguiente ecuaci\u00f3n:<\/p>\n

P = RR.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V = \u0424.\u00a0\u03a3\u00a0<\/strong>f<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V = \u0424.\u00a0N\u00a0<\/strong>U235<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0\u03c3\u00a0<\/strong>f\u00a0<\/sub><\/strong>235<\/sup><\/strong>\u00a0.\u00a0E\u00a0<\/strong>r<\/sub><\/strong>\u00a0.\u00a0V<\/strong><\/p>\n

d\u00f3nde:<\/p>\n

P – potencia del reactor (MeV.s\u00a0<\/strong>-1<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

\u0424 – flujo de neutrones (neutrones.cm\u00a0<\/strong>-2<\/sup><\/strong>\u00a0.s\u00a0<\/strong>-1<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

\u03c3 – secci\u00f3n transversal microsc\u00f3pica (cm\u00a0<\/strong>2<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

N – densidad de n\u00famero at\u00f3mico (\u00e1tomos.cm\u00a0<\/strong>-3<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

Er – la energ\u00eda recuperable promedio por fisi\u00f3n (MeV \/ fisi\u00f3n)<\/strong><\/p>\n

V – volumen total del n\u00facleo (m\u00a0<\/strong>3<\/sup><\/strong>\u00a0)<\/strong><\/p>\n

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En general, la\u00a0fisi\u00f3n nuclear<\/strong><\/a>\u00a0da como resultado la liberaci\u00f3n de\u00a0enormes cantidades de\u00a0energ\u00eda<\/a><\/strong>\u00a0.\u00a0La cantidad de energ\u00eda\u00a0depende fuertemente<\/strong>\u00a0del n\u00facleo a ser fisionado y tambi\u00e9n depende fuertemente de la\u00a0energ\u00eda cin\u00e9tica de un neutr\u00f3n incidente<\/a>\u00a0.\u00a0Para calcular la potencia de un reactor, es necesario poder identificar con precisi\u00f3n los\u00a0componentes individuales de esta energ\u00eda<\/strong>\u00a0.\u00a0Al principio, es importante distinguir entre\u00a0la energ\u00eda total liberada<\/strong>\u00a0y\u00a0la energ\u00eda que se puede recuperar en un\u00a0<\/strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0.<\/p>\n

\"Liberaci\u00f3n<\/a>La energ\u00eda total liberada<\/strong>\u00a0en la fisi\u00f3n puede calcularse a partir de las energ\u00edas de uni\u00f3n del n\u00facleo objetivo inicial a ser fisionadas y las energ\u00edas de uni\u00f3n de\u00a0los productos<\/a>\u00a0de\u00a0fisi\u00f3n<\/a>\u00a0.\u00a0Pero no toda la energ\u00eda total se puede recuperar en un reactor.\u00a0Por ejemplo,\u00a0se liberan\u00a0alrededor de 10 MeV<\/strong>\u00a0en forma de\u00a0neutrinos<\/a>\u00a0(de hecho,\u00a0antineutrinos<\/a>\u00a0).\u00a0Dado que los neutrinos est\u00e1n interactuando d\u00e9bilmente (con una secci\u00f3n transversal extremadamente baja de cualquier interacci\u00f3n), no contribuyen a la energ\u00eda que se puede recuperar en un reactor.<\/p>\n

Como se puede ver en la tabla,\u00a0la energ\u00eda total liberada<\/strong>\u00a0en un reactor es de\u00a0aproximadamente 210 MeV<\/strong>\u00a0por\u00a0235<\/sup>\u00a0U de fisi\u00f3n<\/a>\u00a0, distribuida como se muestra en la tabla.\u00a0En un reactor,\u00a0la energ\u00eda recuperable promedio<\/strong>\u00a0por fisi\u00f3n es de\u00a0aproximadamente 200 MeV<\/strong>\u00a0, siendo la energ\u00eda total menos la energ\u00eda de la energ\u00eda de los\u00a0antineutrinos<\/a>\u00a0que se irradian.\u00a0Esto significa que\u00a0alrededor de 3,1\u00a0<\/strong>\u22c5\u00a0<\/strong>10\u00a0<\/strong>10<\/sup><\/strong>\u00a0fisiones por segundo<\/strong>\u00a0se requieren para producir una potencia de\u00a01 W<\/strong>\u00a0.\u00a0Dado que\u00a01 gramo<\/strong>\u00a0de cualquier\u00a0material fisible<\/a>\u00a0contiene aproximadamente\u00a02.5 x 10\u00a0<\/strong>21<\/sup><\/strong>\u00a0n\u00facleos<\/strong>, la fisi\u00f3n de 1 gramo de material fisionable produce\u00a0aproximadamente 1 megavatio-d\u00eda (MWd)<\/strong>\u00a0de energ\u00eda t\u00e9rmica.<\/p>\n

\"Energ\u00eda<\/a>
Fuentes de energ\u00eda t\u00e9rmica en la operaci\u00f3n de potencia del reactor de agua a presi\u00f3n.<\/figcaption><\/figure>\n

Como se puede ver en la descripci\u00f3n de los componentes individuales de la energ\u00eda energ\u00e9tica total liberada durante la reacci\u00f3n de fisi\u00f3n, se\u00a0genera una cantidad significativa de energ\u00eda fuera del\u00a0<\/strong>combustible nuclear<\/strong><\/a>\u00a0(barras de combustible externas).\u00a0Especialmente la energ\u00eda cin\u00e9tica de los\u00a0neutrones r\u00e1pidos<\/a>\u00a0se genera\u00a0en<\/strong>\u00a0gran medida\u00a0en el refrigerante (\u00a0<\/strong>moderador<\/strong><\/a>\u00a0)<\/strong>\u00a0.\u00a0Este fen\u00f3meno necesita ser incluido en los c\u00e1lculos nucleares.<\/p>\n

\"Reflector<\/a>
Reflector de neutrones dentro de un n\u00facleo de reactor de LWR.\u00a0Es solo un ejemplo ilustrativo.<\/figcaption><\/figure>\n

Para\u00a0LWR<\/a>\u00a0, generalmente se acepta que\u00a0aproximadamente el 2.5%<\/strong>\u00a0de la energ\u00eda total se recupera\u00a0en el moderador<\/strong>\u00a0.\u00a0Esta fracci\u00f3n de energ\u00eda depende de los materiales, su disposici\u00f3n dentro del reactor y, por lo tanto, del tipo de reactor.<\/p>\n

Tambi\u00e9n debe agregarse, tambi\u00e9n las otras partes internas del reactor deben enfriarse lo suficiente para evitar el sobrecalentamiento de sus materiales de construcci\u00f3n.\u00a0Uno de los componentes m\u00e1s expuestos es el\u00a0reflector de neutrones<\/a>\u00a0, especialmente el reflector pesado.\u00a0Mientras act\u00faa como un escudo de neutrones, el reflector pesado se calienta debido a la absorci\u00f3n de la\u00a0\u00a0radiaci\u00f3n gamma<\/a>\u00a0.\u00a0Para evitar el sobrecalentamiento, el calor en el reflector es eliminado por el agua que fluye a trav\u00e9s de los canales de enfriamiento perforados a trav\u00e9s del reflector.<\/p>\n

Ver tambi\u00e9n:\u00a0liberaci\u00f3n de energ\u00eda por fisi\u00f3n<\/a><\/p>\n

Ver tambi\u00e9n:\u00a0calor residual<\/a><\/p>\n<\/div>\n

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Distribuci\u00f3n de energ\u00eda en n\u00facleos de reactores convencionales<\/h2>\n

Cabe se\u00f1alar que la forma de flujo derivada de la\u00a0teor\u00eda<\/a>\u00a0de la\u00a0difusi\u00f3n<\/a>\u00a0es solo un caso te\u00f3rico en un\u00a0reactor cil\u00edndrico\u00a0homog\u00e9neo<\/strong>\u00a0uniforme\u00a0a bajos niveles de potencia (con ”\u00a0criticidad de potencia cero<\/strong>\u00a0“).\u00a0Supusimos impl\u00edcitamente que el n\u00facleo que consta de miles de elementos de combustible y control, refrigerante y estructura puede representarse mediante una mezcla homog\u00e9nea efectiva.\u00a0Esta es una\u00a0suposici\u00f3n muy fuerte<\/strong>\u00a0, porque no tiene en cuenta la heterogeneidad de un n\u00facleo.<\/p>\n

Ver tambi\u00e9n:\u00a0Ecuaci\u00f3n de difusi\u00f3n – Reactor cil\u00edndrico finito<\/a><\/p>\n

En los n\u00facleos de reactores comerciales, la distribuci\u00f3n del flujo est\u00e1 significativamente influenciada por muchos factores.\u00a0Uno de los aspectos m\u00e1s importantes es la\u00a0heterogeneidad del ensamblaje del moderador de combustible.\u00a0<\/strong>Este problema es muy complejo y se describe por separado en:<\/p>\n

Ver tambi\u00e9n:\u00a0Distribuci\u00f3n de energ\u00eda<\/strong><\/a><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n

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L\u00edmites t\u00e9rmicos<\/h2>\n

La temperatura en un reactor en funcionamiento var\u00eda de un punto a otro dentro del sistema.\u00a0Como consecuencia, siempre hay\u00a0una barra de combustible<\/strong>\u00a0y\u00a0un volumen local<\/strong>\u00a0, que est\u00e1n\u00a0m\u00e1s calientes<\/strong>\u00a0que el resto.\u00a0Con el fin de limitar estos\u00a0lugares calientes<\/strong>\u00a0los\u00a0l\u00edmites de potencia de pico<\/strong>\u00a0deben ser introducidos.\u00a0Los l\u00edmites de potencia m\u00e1xima est\u00e1n asociados con fen\u00f3menos tales como la salida de la ebullici\u00f3n de los nucleados y con las condiciones que podr\u00edan causar la fusi\u00f3n del granulado de combustible.<\/p>\n

Por lo tanto, la distribuci\u00f3n de energ\u00eda dentro del n\u00facleo debe estar adecuadamente limitada.\u00a0Estas limitaciones generalmente se dividen en dos categor\u00edas b\u00e1sicas:<\/p>\n