En los reactores nucleares , la potencia térmica producida por las fisiones nucleares es proporcional al nivel de flujo de neutrones. Por lo tanto, desde el punto de vista de la seguridad del reactor, es de suma importancia medir y controlar el flujo de neutrones y la distribución espacial del flujo de neutrones en el reactor correctamente y mediante la instrumentación adecuada. Para este propósito, se instalan varios instrumentos nucleares. Estas mediciones generalmente se realizan fuera del núcleo del reactor, pero también hay mediciones realizadas desde el interior del núcleo. Por lo tanto, las instrumentaciones nucleares generalmente se clasifican como:
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- Instrumentación Nuclear Excore . El flujo de neutrones generalmente se mide mediante detectores de neutrones excore instalados fuera del núcleo. Estos detectores pertenecen al llamado sistema de instrumentación nuclear excore (NIS) . Dado que el flujo de neutrones cubre un amplio rango (aproximadamente 12 décadas), se utilizan tres rangos de instrumentación para obtener mediciones precisas del nivel de flujo:
- Instrumentación Nuclear Incore . El sistema de instrumentación nuclear incore mide la distribución del flujo de neutrones y las temperaturas en el núcleo del reactor. Los propósitos del sistema de instrumentación incore son proporcionar información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y las temperaturas de salida del conjunto de combustible en ubicaciones centrales seleccionadas. El sistema de instrumentación incore incluye:
Ambos sistemas se basan en la detección de neutrones. El flujo de neutrones generalmente se mide mediante detectores de neutrones excore instalados fuera del núcleo. Estos detectores pertenecen al llamado sistema de instrumentación nuclear excore (NIS) . El flujo de neutrones y su distribución dentro del núcleo generalmente se mide mediante un sistema incore , que se instala dentro del reactor. Aunque el sistema de instrumentación nuclear proporciona una respuesta rápida a los cambios en el flujo de neutrones y es un sistema insustituible, debe calibrarse . La potencia térmica precisa del reactor solo se puede medir mediante métodos basados en el balance de energíadel circuito primario o balance de energía del circuito secundario. Estos métodos proporcionan una potencia precisa del reactor, pero estos métodos son insuficientes para los sistemas de seguridad. Las entradas de señal para estos cálculos son, por ejemplo, la temperatura de la pierna caliente o la velocidad de flujo a través del sistema de agua de alimentación y estas señales cambian muy lentamente con los cambios de potencia de neutrones. En otras palabras, la potencia térmica medida por métodos calorimétricos es precisa, mientras que la potencia nuclear medida por los detectores de neutrones excore es el único sistema capaz de detectar rápidamente la excursión de reactividad.
Velocidad de reacción: proporcionalidad entre el flujo de neutrones y la energía térmica
Ver también: velocidad de reacción
El conocimiento del flujo de neutrones (la longitud total del trayecto de todos los neutrones en un centímetro cúbico en un segundo) y las secciones transversales macroscópicas (la probabilidad de tener una interacción por centímetro de longitud del trayecto ) nos permite calcular la tasa de interacciones (por ejemplo, la tasa de reacciones de fisión). Esta velocidad de reacción (el número de interacciones que tienen lugar en ese centímetro cúbico en un segundo) se obtiene multiplicándolas juntas:
dónde:
Ф – flujo de neutrones (neutrones.cm -2 .s -1 )
σ – sección transversal microscópica (cm 2 )
N – densidad del número atómico (átomos.cm -3 )
La velocidad de reacción para varios tipos de interacciones se encuentra en el tipo de sección transversal apropiado:
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- Σ t . Ф – velocidad de reacción total
- Σ a . Ф – velocidad de reacción de absorción
- Σ c . Ф – velocidad de reacción de captura radiativa
- Σ f . Ф – velocidad de reacción de fisión
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Para determinar la potencia térmica , debemos centrarnos en la velocidad de reacción de fisión . 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 total del 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 del número atómico (átomos.cm -3 )
Er – la energía recuperable promedio por fisión (MeV / fisión)
V – volumen total del núcleo (m 3 )
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