Análisis termohidráulico de reactores PWR con modelización de flujo bifásico para acoplamiento con la neutrónica

Cuervo Gómez, Diana (2007). Análisis termohidráulico de reactores PWR con modelización de flujo bifásico para acoplamiento con la neutrónica. Thesis (Doctoral), E.T.S.I. Navales (UPM).

Description

Title: Análisis termohidráulico de reactores PWR con modelización de flujo bifásico para acoplamiento con la neutrónica
Author/s:
  • Cuervo Gómez, Diana
Contributor/s:
  • Saiz de Bustamante Álvarez-Ossorio, Amalio
  • Aragonés Beltrán, José María
Item Type: Thesis (Doctoral)
Date: 6 March 2007
Subjects:
Freetext Keywords: Ingeniería nuclear, centrales nucleares, termohidráulica, mecánica de fluidos
Faculty: E.T.S.I. Navales (UPM)
Department: Ingeniería Nuclear [hasta 2014]
Creative Commons Licenses: Recognition - No derivative works - Non commercial

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Abstract

El desarrollo de la tecnología ha permitido una visión cada vez más realista de los fenómenos que se producen en un reactor nuclear, y concretamente en los aspectos neutrónicos y termohidráulicos. Para ello es necesario por un lado el aumento del refinamiento de las mallas de cálculo utilizadas, que hasta el momento implicaban la homogenización de grandes regiones del núcleo del reactor, y por otro, la resolución de forma acoplada de las ecuaciones correspondientes. La nodalización que se ha venido usando para los cálculos tridimensionales de núcleo es variada y en general distinta para el cálculo neutrónico y el termohidráulico, lo que implica el uso de valores promedio de lasmagnitudes conservadas en el interior del nodo neutrónico/canal de refrigeración. En el campo neutrónico se utilizan factores de discontinuidad del flujo para la corrección de los valores promedio que se obtienen de un cálculo preliminar de difusión en malla fina bidimensional. Pero esto supone el uso de correlaciones termohidráulicas para el cálculo de las secciones eficaces además de que, al no ser tridimensionales, se deben usar valores medios para toda la longitud axial. En el campo termohidráulico ha sido habitual la discretización del núcleo del reactor en grandes regiones en las que se suponían propiedades homogéneas y se despreciaban, por tanto, los fenómenos debidos a su geometría interior. En la Tesis se ha llevado a cabo un estudio detallado de las diferencias existentes entre un cálculo de núcleo en el que se utiliza un canal de refrigeración por cuarto de elemento combustible, también llamado cálculo de canal medio, y un cálculo detallado del canal de refrigeración con representación de los subcanales que lo forman. Para ello se han analizado los fenómenos que se producen en el interior del elemento combustible y los efectos que el uso de valores promedio en los nodos/canales suponen en el cálculo del núcleo. Como parte de este análisis se han obtenido una ecuación para el cálculo del coeficiente de transporte de entalpía en las fronteras del canal medio a partir de los valores de entalpía en los subcanales límite de canal. Esta ecuación permite la corrección de las ecuaciones termohidráulicas aplicadas al canal medio para tener en cuenta las diferencias que se producen en el cálculo de los gradientes de las variables termohidráulicas en los cálculos de subcanales y de canal medio. El análisis citado en el párrafo anterior ha sido aplicado al núcleo de la C.N. Ascó I, realizandose una serie de cálculos en distintas situaciones de las variables de referencia; potencia, caudal y presión en el pleno superior y en distintos momentos del ciclo, utilizandose los códigos SIMTRAN y COBRA-lllC/MIT-2 del sistema SEANAP. En cada una de estas situaciones se ha llevado a cabo un cálculo de núcleo completo y 68 cálculos de subcanales de los cuartos de elemento que componen un octavo de núcleo, obteniendo las distribuciones de diferencias entre ambos cálculos. El uso del coeficiente de transporte de entalpía ha sido estudiado en un caso ejemplo habiendo supuesto una corrección de los valores de fracción de huecos a la salida del canal caliente en el cálculo de canal medio con respecto al cálculo detallado de un 4% y en general una redistribución de caudales que aproxima ambos cálculos. Finalmente se ha implementado en el código COBRA-TF un nuevo algoritmo de resolución de matrices consistente en un método de Krylov, que ha demostrado un aumento de la velocidad del código de hasta 5 veces la velocidad original, lo que hará posible su uso como parte del sistema SEANAP para el cálculo termohidráulico detallado en el esquema local-global que está siendo desarrollado.

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Item ID: 418
DC Identifier: http://oa.upm.es/418/
OAI Identifier: oai:oa.upm.es:418
Deposited by: Diana Cuervo Gomez
Deposited on: 09 Jul 2007
Last Modified: 20 Apr 2016 06:17
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