Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
Los reactores nucleares son sistemas heterogéneos que contienen miles de pines de combustible y muestran una distribución de energía en el espacio donde las temperaturas entre el fluido refrigerante y las barras de combustible son diferentes. En este sistema, los fenómenos de transferencia de calor...
| Autor: | |
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| Tipo de recurso: | tesis doctoral |
| Estado: | Versión publicada |
| Fecha de publicación: | 2021 |
| País: | México |
| Institución: | Universidad Autónoma Metropolitana |
| Repositorio: | Repositorio Institucional de la UAM Iztapalapa |
| Idioma: | español |
| OAI Identifier: | oai:bindani.izt.uam.mx:cr56n147m |
| Acceso en línea: | https://doi.org/10.24275/uami.cr56n147m |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | info:eu-repo/classification/LEM/Liquid metal fast breeder reactors info:eu-repo/classification/LEM/Reactores reproductores rápidos de metal líquido info:eu-repo/classification/LEM/Calor -- Transmisión info:eu-repo/classification/LEM/Heat -- Transmission info:eu-repo/classification/cti/7 |
| Sumario: | Los reactores nucleares son sistemas heterogéneos que contienen miles de pines de combustible y muestran una distribución de energía en el espacio donde las temperaturas entre el fluido refrigerante y las barras de combustible son diferentes. En este sistema, los fenómenos de transferencia de calor son de crucial importancia en el diseño y análisis de seguridad debido a los efectos de retroalimentación con los procesos neutrónicos para la generación de energía. En este trabajo, el proceso de transferencia de calor se analiza en reactores nucleares rápidos refrigerados por metal líquido, con dos ecuaciones de energía escaladas. El escalamiento de las ecuaciones se realiza mediante la aplicación del método de promediado volumétrico. El modelo de transferencia de calor escalado se acopla con un modelo neutrónico de flujo reflectado, con efectos de retroalimentación de las temperaturas del combustible nuclear y el metal líquido. Las ecuaciones de energía escaladas son representativas del núcleo completo del reactor con restricciones físicas, definiciones de variables promedio y coeficientes efectivos, lo cual permite un grado aceptable de fidelidad para predecir el comportamiento del núcleo del reactor. Para aumentar el grado de fidelidad en el análisis, se presenta un proceso de des-escalamiento del núcleo del reactor, que considera la escala de un ensamble de combustible nuclear, hasta la escala más pequeña considerada (barra de combustible). Este punto es de particular importancia para el análisis de puntos calientes en el núcleo del reactor, derivando en la seguridad del reactor en estado estacionario y en eventos de perturbación. El modelo escalado es programado en un Software de Dinámica de Fluidos Computacional, en donde se simularon eventos en estado estacionario y se diseñaron escenarios en diferentes condiciones de operación del reactor, para estudios de seguridad. |
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