Análisis de sensibilidad del flujo crítico de calor en un elemento PWR

Abstract

Un fenómeno relacionado con la refrigeración del reactor nuclear de agua ligera a presión que resulta de especial importancia en términos de seguridad es el fenómeno del flujo crítico de calor. En ellos se puede dar un fenómeno que está, a grandes rasgos, caracterizado por un empobrecimiento de la transmisión de calor debido a la acumulación de vapor en contacto con la pared de la barra que incluyen el combustible nuclear. Para determinar las condiciones en las que este fenómeno podría ocurrir se llevan a cabo simulaciones mediante programas de cálculo o códigos que resuelven las ecuaciones físicas del sistema a analizar, en este caso de los fluidos en contacto con paredes transmisoras de energía. Se hará un análisis del fenómeno de flujo crítico dado en un elemento combustible y su dependencia de las correlaciones experimentales utilizadas para su determinación. En el presente trabajo se estudiará como marco la dilución de boro.