Análisis mediante dinámica de fluidos computacional de la conducción de calor de un elemento combustible del reactor nuclear TRIGA MARK III
La conducción de calor de un elemento combustible del reactor nuclear TRIGA MARK III fue simulada usando el método de diná- mica de fluidos computacional (CFD). El objetivo fue obtener los perfiles de temperatura y de la conducción de calor que se generan en un elemento combustible nuclear bajo dife...
| Autores: | , |
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| Tipo de recurso: | artículo |
| Estado: | Versión publicada |
| Fecha de publicación: | 2021 |
| País: | México |
| Institución: | Universidad Autónoma del Estado de México |
| Repositorio: | Redalyc-UAEMEX |
| OAI Identifier: | oai:redalyc.org:40471804003 |
| Acceso en línea: | https://www.redalyc.org/articulo.oa?id=40471804003 https://www.redalyc.org/journal/404/40471804003/ https://www.redalyc.org/journal/404/40471804003/html/ https://www.redalyc.org/journal/404/40471804003/40471804003.epub https://www.redalyc.org/journal/404/40471804003/movil |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | Ingeniería CFD calor reactor simulación TRIGA MARK III |
| Sumario: | La conducción de calor de un elemento combustible del reactor nuclear TRIGA MARK III fue simulada usando el método de diná- mica de fluidos computacional (CFD). El objetivo fue obtener los perfiles de temperatura y de la conducción de calor que se generan en un elemento combustible nuclear bajo diferentes niveles de potencia térmica de operación del reactor (0.5, 0.8 y 1 MW). Actual- mente no se han desarrollado investigaciones que aborden la simulación del proceso de la conducción de calor en un elemento combustible de reactores tipo TRIGA mediante CFD, por este motivo, la metodología estableció una validación de los resultados obtenidos mediante CFD, comparándolos con los datos reportados en el informe de seguridad del reactor simulados con RELAP5 (Reactor Excursion Leak Analysis Program 5) (ININ, 2008), con el análisis se obtuvo una variación de 3.36 % en el perfil radial de temperatura. Los resultados de este trabajo muestran el comportamiento térmico en el perfil radial del elemento combustible, el cual varía según la potencia térmica de operación del reactor, esta también influye en la distribución axial de calor en el elemento com- bustible. Se concluyó que las simulaciones realizadas mediante CFD concuerdan con los valores obtenidos utilizando herramientas computacionales especializadas en sistemas nucleares, no obstante, CFD tiene la bondad de mostrar de manera específica los cam- bios de temperatura en la geometría del elemento combustible. Es importante mencionar que CFD presenta un manejo más simple dentro de su interfaz gráfica, lo que proporciona mayor simplicidad al momento de simular algún fenómeno. Finalmente, mediante el análisis con CFD es posible interactuar con otros análisis de tipo estructural o de fluidos, gracias al enlace multifísico entre fenóme- nos. Por tal motivo, los resultados obtenidos en este trabajo proporcionaran fundamentos para realizar análisis posteriores de dispo- sitivos y procesos que componen e interactúan con el reactor. |
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