{"id":39460,"date":"2019-09-11T21:18:13","date_gmt":"2019-09-11T20:18:13","guid":{"rendered":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/que-es-la-produccion-de-calor-en-elementos-combustibles-definicion\/"},"modified":"2020-03-03T17:33:45","modified_gmt":"2020-03-03T16:33:45","slug":"que-es-la-produccion-de-calor-en-elementos-combustibles-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-la-produccion-de-calor-en-elementos-combustibles-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es la producci\u00f3n de calor en elementos combustibles? Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"
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Producci\u00f3n de calor en elementos combustibles.\u00a0En los elementos combustibles, el calor es producido por varios mecanismos.\u00a0Este art\u00edculo describe la producci\u00f3n de calor en elementos de combustible t\u00edpicos.\u00a0Ingenieria termal<\/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<\/div>\n

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

Perfil de temperatura – Combustible nuclear<\/h2>\n

\"Combustible<\/a>La mayor\u00eda de los PWR utilizan el\u00a0combustible de uranio<\/strong>\u00a0, que est\u00e1 en forma de\u00a0di\u00f3xido<\/strong>\u00a0de\u00a0uranio<\/strong>\u00a0.\u00a0El di\u00f3xido de uranio es un s\u00f3lido semiconductor negro con muy baja conductividad t\u00e9rmica.\u00a0Por otro lado, el di\u00f3xido de uranio tiene un punto de fusi\u00f3n muy alto y tiene un comportamiento bien conocido.\u00a0El UO\u00a02<\/sub>\u00a0se presiona en\u00a0gr\u00e1nulos cil\u00edndricos<\/strong>\u00a0, estos gr\u00e1nulos se sinterizan en el s\u00f3lido.<\/p>\n

Estos\u00a0gr\u00e1nulos cil\u00edndricos<\/strong>\u00a0se cargan y encapsulan dentro de una barra de combustible (o pasador de combustible), que est\u00e1 hecha de aleaciones de circonio debido a su\u00a0secci\u00f3n transversal de<\/a>\u00a0muy baja absorci\u00f3n\u00a0(a diferencia del acero inoxidable).\u00a0La superficie del tubo, que cubre los gr\u00e1nulos, se llama\u00a0revestimiento de combustible<\/strong>\u00a0.<\/p>\n

Ver tambi\u00e9n:\u00a0\u00a0conducci\u00f3n t\u00e9rmica de di\u00f3xido de uranio<\/a><\/p>\n

El<\/strong>\u00a0comportamiento\u00a0t\u00e9rmico<\/strong>\u00a0y\u00a0mec\u00e1nico<\/strong>\u00a0de\u00a0las pastillas<\/strong>\u00a0de\u00a0combustible<\/strong>\u00a0\u00a0y\u00a0las barras de combustible<\/strong>\u00a0constituyen una de las tres disciplinas clave de dise\u00f1o principales.\u00a0El combustible nuclear<\/strong>\u00a0se opera en condiciones muy inh\u00f3spitas (t\u00e9rmicas, de radiaci\u00f3n, mec\u00e1nicas) y debe soportar un funcionamiento superior al normal.\u00a0Por ejemplo, las temperaturas en el centro de los gr\u00e1nulos de combustible alcanzan m\u00e1s de\u00a01000 \u00b0 C<\/strong>\u00a0(1832 \u00b0 F) acompa\u00f1adas de liberaciones de gases de fisi\u00f3n.\u00a0Por lo tanto, el conocimiento detallado de la distribuci\u00f3n de temperatura dentro de una sola barra de combustible es esencial para la operaci\u00f3n segura del combustible nuclear.\u00a0En esta secci\u00f3n estudiaremos\u00a0la ecuaci\u00f3n de conducci\u00f3n de calor<\/strong>\u00a0en\u00a0coordenadas cil\u00edndricas.<\/strong>usando la condici\u00f3n de l\u00edmite de Dirichlet con la temperatura de superficie dada (es decir, usando la condici\u00f3n de l\u00edmite de Dirichlet).\u00a0El an\u00e1lisis exhaustivo del perfil de temperatura de la barra de combustible se estudiar\u00e1 en una secci\u00f3n separada.<\/p>\n

Temperatura en la l\u00ednea central de una pastilla de combustible<\/strong><\/h2>\n

Considere la pastilla de combustible de radio\u00a0r\u00a0U<\/sub>\u00a0= 0.40 cm<\/strong>\u00a0, en la cual hay una generaci\u00f3n de calor uniforme y constante por unidad de volumen,\u00a0q\u00a0V<\/sub>\u00a0[W \/ m\u00a03<\/sup>\u00a0]<\/strong>\u00a0.\u00a0En lugar de la tasa de calor volum\u00e9trica q\u00a0V<\/sub>\u00a0[W \/ m\u00a03<\/sup>\u00a0], los ingenieros a menudo usan la\u00a0tasa de calor lineal, q\u00a0L<\/sub>\u00a0[W \/ m]<\/strong>\u00a0, que representa la tasa de calor de un metro de varilla de combustible.\u00a0La\u00a0tasa de calor lineal<\/strong>\u00a0se puede calcular a partir de la tasa de calor volum\u00e9trica mediante:<\/p>\n

\"tasa<\/a><\/p>\n

La l\u00ednea central se toma como el origen de la coordenada r.\u00a0Debido a la simetr\u00eda en la direcci\u00f3n z y en la direcci\u00f3n azimutal, podemos separar las variables y simplificar este problema a\u00a0un problema unidimensional<\/strong>\u00a0.\u00a0Por lo tanto, resolveremos la temperatura solo en funci\u00f3n del radio,\u00a0T (r)<\/strong>\u00a0.\u00a0Para una\u00a0conductividad t\u00e9rmica<\/a>\u00a0constante\u00a0, k, la forma apropiada de la\u00a0ecuaci\u00f3n de calor cil\u00edndrica<\/strong>\u00a0, es:<\/p>\n

\"ecuaci\u00f3n<\/a><\/p>\n

La soluci\u00f3n general de esta ecuaci\u00f3n es:<\/p>\n

\"ecuaci\u00f3n<\/a><\/p>\n

donde C\u00a01<\/sub>\u00a0y C\u00a02<\/sub>\u00a0son las constantes de la integraci\u00f3n.<\/p>\n

\"Conducci\u00f3n<\/a>Calcule la distribuci\u00f3n de temperatura, T (r)<\/strong>\u00a0, en esta pastilla de combustible, si:<\/p>\n