Nos reatores nucleares , a energia térmica produzida pelas fissões nucleares é proporcional ao nível do fluxo de nêutrons. Portanto, do ponto de vista da segurança do reator, é da maior importância medir e controlar o fluxo de nêutrons e a distribuição espacial do fluxo de nêutrons no reator corretamente e com a instrumentação apropriada. Para esse fim, várias instrumentações nucleares são instaladas. Essas medições geralmente são realizadas fora do núcleo do reator, mas também são realizadas de dentro do núcleo. Portanto, instrumentações nucleares são geralmente categorizadas como:
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- Excore Instrumentação Nuclear . O fluxo de nêutrons é geralmente medido por detectores de nêutrons excore instalados fora do núcleo. Esses detectores pertencem ao chamado sistema de instrumentação nuclear excore (NIS) . Como o fluxo de nêutrons cobre uma ampla faixa (cerca de 12 décadas), três faixas de instrumentação são usadas para obter medições precisas do nível de fluxo:
- Incore Instrumentação Nuclear . O sistema de instrumentação nuclear incore mede a distribuição do fluxo de nêutrons e as temperaturas no núcleo do reator. Os objetivos do sistema de instrumentação incore são fornecer informações detalhadas sobre a distribuição do fluxo de nêutrons e as temperaturas de saída da montagem do combustível em locais selecionados. O sistema de instrumentação incore inclui:
Ambos os sistemas são baseados na detecção de nêutrons. O fluxo de nêutrons é geralmente medido por detectores de nêutrons excore instalados fora do núcleo. Esses detectores pertencem ao chamado sistema de instrumentação nuclear excore (NIS) . O fluxo de nêutrons e sua distribuição dentro do núcleo geralmente são medidos por um sistema de incore , que é instalado dentro do reator. Embora o sistema de instrumentação nuclear forneça resposta imediata às mudanças no fluxo de nêutrons e seja um sistema insubstituível, ele deve ser calibrado . A potência térmica precisa do reator pode ser medida apenas por métodos baseados no balanço de energiado circuito primário ou balanço de energia do circuito secundário. Esses métodos fornecem energia precisa do reator, mas esses métodos são insuficientes para os sistemas de segurança. As entradas de sinal para esses cálculos são, por exemplo, a temperatura da perna quente ou a taxa de fluxo através do sistema de água de alimentação e esses sinais mudam muito lentamente com as mudanças na potência de nêutrons. Em outras palavras, a energia térmica medida por métodos calorimétricos é precisa, enquanto a energia nuclear medida por detectores de nêutrons excore é o único sistema capaz de detectar rapidamente uma excursão por reatividade.
Taxa de reação – proporcionalidade entre fluxo de nêutrons e energia térmica
Veja também: Taxa de reação
O conhecimento do fluxo de nêutrons (o comprimento total do caminho de todos os nêutrons em um centímetro cúbico em um segundo) e das seções transversais macroscópicas (a probabilidade de ter uma interação por comprimento do caminho do centímetro ) nos permite calcular a taxa de interações (por exemplo, taxa reações de fissão). Essa taxa de reação (o número de interações ocorridas nesse centímetro cúbico em um segundo) é então multiplicada por elas:
Onde:
Ф – fluxo de nêutrons (nêutrons.cm -2 .s -1 )
σ – seção microscópica (cm 2 )
N – densidade numérica atômica (atoms.cm -3 )
A taxa de reação para vários tipos de interações é encontrada no tipo de seção transversal apropriado:
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- Σ t . Ф – taxa de reação total
- Σ a . Ф – taxa de reação de absorção
- Σ c . Ф – taxa de reação de captura radiativa
- Σ f . Ф – taxa de reação de fissão
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Para determinar a potência térmica , precisamos nos concentrar na taxa de reação da fissão . Por simplicidade, suponha que o material fissionável esteja uniformemente distribuído no reator. Nesse caso, as seções macroscópicas são independentes da posição. A multiplicação da taxa de reação de fissão por unidade de volume ( RR = Ф. Σ ) pelo volume total do núcleo (V) nos dá o número total de reações que ocorrem no núcleo do reator por unidade de tempo. Mas também sabemos que a quantidade de energia liberada por uma reação de fissão é de cerca de 200 MeV / fissão. Agora, é possível determinar a taxa de liberação de energia (potência) devido à reação de fissão. É dado pela seguinte equação:
P = RR. E r . V = Ф. Σ f . E r . V = Ф. N U235 . σ f 235 . E r . V
Onde:
P – potência do reator (MeV.s -1 )
Ф – fluxo de nêutrons (nêutrons.cm -2 .s -1 )
σ – seção microscópica (cm 2 )
N – densidade numérica atômica (atoms.cm -3 )
Er – a energia recuperável média por fissão (MeV / fissão)
V – volume total do núcleo (m 3 )
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