Qu’est-ce que la génération de chaleur – Définition

où:

P – puissance du réacteur (MeV.s ^-1 )

Ф – flux neutronique (neutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ – section microscopique (cm ² )

N – densité du nombre atomique (atomes.cm ^-3 )

Er – l’énergie moyenne récupérable par fission (MeV / fission)

V – volume total du cœur (m ³ )

En général, la fission nucléaire entraîne la libération d’ énormes quantités d’ énergie . La quantité d’énergie dépend fortement du noyau à fissionner et dépend également fortement de l’ énergie cinétique d’un neutron incident . Pour calculer la puissance d’un réacteur, il est nécessaire de pouvoir identifier avec précision les composants individuels de cette énergie . Dans un premier temps, il est important de faire la distinction entre l’énergie totale libérée et l’énergie qui peut être récupérée dans un réacteur .

L’énergie totale libérée dans la fission peut être calculée à partir des énergies de liaison du noyau cible initial à fissionner et des énergies de liaison des produits de fission . Mais toute l’énergie totale ne peut pas être récupérée dans un réacteur. Par exemple, environ 10 MeV sont libérés sous forme de neutrinos (en fait des antineutrinos ). Étant donné que les neutrinos interagissent faiblement (avec une section efficace extrêmement faible de toute interaction), ils ne contribuent pas à l’énergie qui peut être récupérée dans un réacteur.

Comme le montre le tableau, l’énergie totale libérée dans un réacteur est d’ environ 210 MeV par fission de ²³⁵ U , répartie comme indiqué dans le tableau. Dans un réacteur, l’énergie récupérable moyenne par fission est d’ environ 200 MeV , soit l’énergie totale moins l’énergie de l’énergie des antineutrinos qui sont rayonnés. Cela signifie que d’ environ 3,1 ⋅ 10 ¹⁰ fissions par seconde sont nécessaires pour produire une puissance de 1 W . Étant donné qu’un gramme de toute matière fissile contient environ 2,5 x 10 ²¹ noyaux, la fission de 1 gramme de matière fissile produit environ 1 mégawatt-jour (MWd) d’énergie thermique.

Comme le montre la description des composants individuels de l’énergie totale dégagée lors de la réaction de fission, une quantité importante d’énergie est générée à l’extérieur du combustible nucléaire (à l’extérieur des crayons combustibles). En particulier, l’énergie cinétique des neutrons rapides est largement générée dans le liquide de refroidissement ( modérateur ) . Ce phénomène doit être inclus dans les calculs nucléaires.

Pour le LWR , il est généralement admis qu’environ 2,5% de l’énergie totale est récupérée dans le modérateur . Cette fraction d’énergie dépend des matériaux, de leur disposition à l’intérieur du réacteur et donc du type de réacteur.

Il doit également être ajouté, les autres composants internes du réacteur doivent également être suffisamment refroidis afin d’éviter la surchauffe de leurs matériaux de construction. L’un des composants les plus exposés est le réflecteur à neutrons , en particulier le réflecteur lourd. Tout en agissant comme un bouclier neutronique, le réflecteur lourd est chauffé en raison de l’absorption du  rayonnement gamma . Afin d’éviter une surchauffe, la chaleur dans le réflecteur est évacuée par l’eau circulant dans les canaux de refroidissement percés à travers le réflecteur.

Voir aussi: Libération d’énergie par fission

Voir aussi: Chaleur résiduelle

Distribution d’énergie dans les cœurs de réacteurs conventionnels

Il convient de noter que la forme du flux dérivée de la théorie de la diffusion n’est qu’un cas théorique dans un réacteur cylindrique homogène uniforme à de faibles niveaux de puissance (à « criticité de puissance nulle »). Nous avons implicitement supposé que le cœur composé de milliers d’éléments combustibles et de contrôle, de liquide de refroidissement et de structure peut être représenté par un mélange homogène efficace. Il s’agit d’une hypothèse très forte , car elle ne prend pas en compte l’hétérogénéité d’un noyau.

Voir aussi: Équation de diffusion – Réacteur cylindrique fini

Dans les cœurs de réacteurs commerciaux, la distribution du flux est considérablement influencée par de nombreux facteurs. L’un des aspects les plus importants est l’ hétérogénéité de l’ensemble combustible-modérateur. Ce problème est très complexe et est décrit séparément dans:

Voir aussi: Distribution d’énergie

Limites thermiques

La température dans un réacteur en fonctionnement varie d’un point à l’autre du système. En conséquence, il y a toujours un crayon combustible et un volume local , qui sont plus chauds que tous les autres. Afin de limiter ces endroits chauds, les limites de puissance de crête doivent être introduites. Les limites de puissance de crête sont associées à des phénomènes tels que le départ de l’ébullition nucléée et aux conditions qui pourraient provoquer la fonte des pastilles de combustible.

Par conséquent, la distribution d’énergie dans le cœur doit être correctement limitée. Ces limitations sont généralement divisées en deux catégories de base:

• Limitation de la distribution mondiale d’énergie
  • Différence de flux axial
  • Inclinaison électrique
• Limitation de la distribution électrique locale
  • Flux de chaleur local
  • Augmentation de l’enthalpie dans Hot Channel

Réactif de refroidissement delta T – Bilan énergétique

Une autre relation très utile est que la puissance thermique produite par un réacteur est directement liée au débit massique du réfrigérant du réacteur et à la différence de température à travers le cœur.

Sur une base thermodynamique directe, cette génération de chaleur est également liée à la différence de température du fluide à travers le cœur et au débit massique du fluide traversant le cœur. Ainsi, la taille du cœur du réacteur dépend et est limitée par une faible quantité de liquide qui peut traverser le cœur pour éliminer l’ énergie thermique générée . Notez que, dans les REP , la température de sortie du cœur est limitée. Dans un réacteur à eau sous pression typique, le liquide de refroidissement primaire chaud ( eau 330 ° C; 626 ° F ) est pompé dans le générateur de vapeurpar l’entrée primaire. Cela nécessite de maintenir des pressions très élevées pour maintenir l’eau à l’état liquide. Afin d’éviter l’ébullition du fluide de refroidissement primaire et de fournir une marge de sous-refroidissement (la différence entre la température du pressuriseur et la température la plus élevée dans le cœur du réacteur), des pressions d’environ 16 MPa sont typiques pour les REP . La cuve du réacteur est le composant clé, ce qui limite l’ efficacité thermique de chaque centrale nucléaire , car la cuve du réacteur doit résister à des pressions élevées. De nombreux autres facteurs affectent la quantité de chaleur générée dans un cœur de réacteur, mais son taux de génération limite est basé sur la quantité d’énergie qui peut être emportée en toute sécurité par le liquide de refroidissement.

Profil de température – Combustible nucléaire

Voir aussi:  Température de surface du revêtement

La plupart des REP utilisent le combustible d’uranium , qui est sous forme de dioxyde d’uranium . Le dioxyde d’uranium est un solide semi-conducteur noir à très faible conductivité thermique. En revanche, le dioxyde d’uranium a un point de fusion très élevé et a un comportement bien connu. L’UO ₂ est pressé en pastilles cylindriques , ces pastilles sont ensuite frittées dans le solide.

Ces pastilles cylindriques sont ensuite chargés et encapsulés dans une barre de combustible (ou aiguille de combustible), qui est constitué d’alliages de zirconium en raison de sa très faible absorption section transversale (contrairement à l’acier inoxydable). La surface du tube, qui recouvre les pastilles, est appelée gaine de combustible .

Voir aussi:  Conduction thermique du dioxyde d’uranium

Le comportement thermique et mécanique des pastilles de combustible  et des crayons combustibles constitue l’une des trois principales disciplines de conception de base. Le combustible nucléaire est exploité dans des conditions très inhospitalières (thermique, rayonnement, mécanique) et doit résister à des conditions de fonctionnement plus élevées que la normale. Par exemple, les températures au centre des pastilles de combustible atteignent plus de 1000 ° C (1832 ° F) accompagnées de rejets de gaz de fission. Par conséquent, une connaissance détaillée de la distribution de la température dans un seul crayon de combustible est essentielle pour un fonctionnement sûr du combustible nucléaire. Dans cette section, nous étudierons l’équation de conduction thermique en coordonnées cylindriquesen utilisant la condition aux limites de Dirichlet avec une température de surface donnée (c’est-à-dire en utilisant la condition aux limites de Dirichlet). Une analyse complète du profil de température des crayons de combustible sera étudiée dans une section distincte.

Température dans l’axe d’une pastille de combustible

Considérons la pastille de combustible de rayon r _U = 0,40 cm , dans laquelle il y a une production de chaleur uniforme et constante par unité de volume, q _V [W / m ³ ] . Au lieu du taux de chaleur volumétrique q _V [W / m ³ ], les ingénieurs utilisent souvent le taux de chaleur linéaire, q _L [W / m] , qui représente le taux de chaleur d’un mètre de barre de combustible. Le taux de chaleur linéaire peut être calculé à partir du taux de chaleur volumétrique par:

La ligne médiane est prise comme origine pour la coordonnée r. En raison de la symétrie dans la direction z et dans la direction azimutale, nous pouvons séparer les variables et simplifier ce problème en un problème unidimensionnel . Ainsi, nous résoudrons la température en fonction du rayon, T (r) , uniquement. Pour une conductivité thermique constante , k, la forme appropriée de l’ équation thermique cylindrique , est:

La solution générale de cette équation est:

où C ₁ et C ₂ sont les constantes d’intégration.

Calculez la distribution de température, T (r) , dans cette pastille de combustible, si:

• la température à la surface de la pastille de combustible est T _U = 420 ° C
• le rayon des pastilles de combustible r _U = 4 mm .
• la conductivité moyenne du matériau est k = 2,8 W / mK (correspond au dioxyde d’uranium à 1000 ° C)
• le taux de chaleur linéaire est q _L = 300 W / cm et donc le taux de chaleur volumétrique est q _V = 597 x 10 ⁶ W / m ³

Dans ce cas, la surface est maintenue à une température donnée T _U . Cela correspond à la condition aux limites de Dirichlet . De plus, ce problème est thermiquement symétrique et, par conséquent, nous pouvons également utiliser la condition aux limites de symétrie thermique . Les constantes peuvent être évaluées en utilisant la substitution dans la solution générale et sont de la forme:

La distribution de température résultante et la température de ligne médiane (r = 0) (maximale) dans cette pastille de combustible cylindrique à ces conditions aux limites spécifiques seront:

Le flux de chaleur radial à n’importe quel rayon, q _r [Wm ^-1 ], dans le cylindre peut, bien sûr, être déterminé en utilisant la distribution de température et avec la loi de Fourier . Notez qu’avec la génération de chaleur, le flux de chaleur n’est plus indépendant de r.

La figure suivante montre la distribution de température dans la pastille de combustible à différents niveaux de puissance.

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La température dans un réacteur en fonctionnement varie d’un point à l’autre du système. En conséquence, il y a toujours un crayon combustible et un volume local , qui sont plus chauds  que tous les autres. Afin de limiter ces endroits chauds, les limites de puissance de crête doivent être introduites. Les limites de puissance de pointe sont associées à une crise d’ébullition et aux conditions susceptibles de provoquer la fonte des pastilles de combustible. Cependant, des considérations métallurgiques imposent des limites supérieures à la température de la gaine de combustible et de la pastille de combustible. Au-dessus de ces températuresil existe un risque d’endommagement du carburant. L’un des objectifs majeurs de la conception d’un réacteur nucléaire est de prévoir l’évacuation de la chaleur produite au niveau de puissance souhaité, tout en garantissant que la température maximale du combustible et la température maximale de la gaine sont toujours inférieures à ces valeurs prédéterminées.