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...

Descripción completa

Detalles Bibliográficos
Autor: ALEJANDRIA DENISSE PEREZ VALSECA
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
id MX_9cc2c6214bc08fa33d64b69dafb5b9ef
oai_identifier_str oai:bindani.izt.uam.mx:cr56n147m
network_acronym_str MX
network_name_str México
repository_id_str
dc.title.none.fl_str_mv Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
title Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
spellingShingle Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
ALEJANDRIA DENISSE PEREZ VALSECA
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
title_short Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
title_full Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
title_fullStr Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
title_full_unstemmed Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
title_sort Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos
dc.creator.none.fl_str_mv ALEJANDRIA DENISSE PEREZ VALSECA
author ALEJANDRIA DENISSE PEREZ VALSECA
author_facet ALEJANDRIA DENISSE PEREZ VALSECA
author_role author
dc.contributor.none.fl_str_mv GILBERTO ESPINOSA PAREDES
ARMANDO MIGUEL GOMEZ TORRES
dc.subject.none.fl_str_mv 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
topic 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
description 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.
publishDate 2021
dc.date.none.fl_str_mv 2021-10
dc.type.none.fl_str_mv info:eu-repo/semantics/doctoralThesis
info:eu-repo/semantics/publishedVersion
format doctoralThesis
status_str publishedVersion
dc.identifier.none.fl_str_mv https://doi.org/10.24275/uami.cr56n147m
url https://doi.org/10.24275/uami.cr56n147m
dc.language.none.fl_str_mv spa
language spa
dc.rights.none.fl_str_mv info:eu-repo/semantics/openAccess
https://creativecommons.org/licenses/by-nc/4.0/
eu_rights_str_mv openAccess
rights_invalid_str_mv https://creativecommons.org/licenses/by-nc/4.0/
dc.source.none.fl_str_mv reponame:Repositorio Institucional de la UAM Iztapalapa
instname:Universidad Autónoma Metropolitana
instacron:UAM
instname_str Universidad Autónoma Metropolitana
instacron_str UAM
institution UAM
reponame_str Repositorio Institucional de la UAM Iztapalapa
collection Repositorio Institucional de la UAM Iztapalapa
repository.name.fl_str_mv
repository.mail.fl_str_mv
_version_ 1858176293910085633
spelling Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidosALEJANDRIA DENISSE PEREZ VALSECAinfo:eu-repo/classification/LEM/Liquid metal fast breeder reactorsinfo:eu-repo/classification/LEM/Reactores reproductores rápidos de metal líquidoinfo:eu-repo/classification/LEM/Calor -- Transmisióninfo:eu-repo/classification/LEM/Heat -- Transmissioninfo:eu-repo/classification/cti/7Los 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.Heat transfer phenomena are of crucial importance in the design and safety analysis of nuclear reactors, due to the feedback effects with power generation neutronic processes. Nuclear reactors are heterogeneous systems that contain miles of fuel pins and show an energy distribution in space where the temperatures between the coolant fluid and the fuel rods are different. In this work, the heat transfer process is analyzed in liquid metal cooled fast nuclear reactors, with two scaled energy equations. The scaling of the equations is carried out by applying the volumetric averaging method. The scaled heat transfer model is coupled with a reflected flux neutron model, with feedback effects due to the temperatures of the nuclear fuel and liquid metal. The scaled energy equations are representative of the complete reactor core with physical constraints, mean variable definitions, and effective coefficients, which allow an acceptable degree of fidelity to predict the behavior of the reactor core. To increase the degree of fidelity in the analysis, a reactor core de-scaling process is presented, which considers the scale of a nuclear fuel assembly, down to the smallest scale considered (fuel rod). This point is of particular importance for the analysis of hot spots in the reactor core, resulting in reactor safety in a steady state and disturbance events.GILBERTO ESPINOSA PAREDESARMANDO MIGUEL GOMEZ TORRES2021-10info:eu-repo/semantics/doctoralThesisinfo:eu-repo/semantics/publishedVersionhttps://doi.org/10.24275/uami.cr56n147mreponame:Repositorio Institucional de la UAM Iztapalapainstname:Universidad Autónoma Metropolitanainstacron:UAMspainfo:eu-repo/semantics/openAccesshttps://creativecommons.org/licenses/by-nc/4.0/oai:bindani.izt.uam.mx:cr56n147m2025-11-26T19:20:29Z
score 15,808905

Similares en LA Referencia