El Instituto Politécnico Nacional
Contribuye al desarrollo económico y social de la nación, a través de la formación integral de personas competentes; de la investigación, el desarrollo tecnológico y la innovación. Además tiene reconocimiento internacional por su calidad e impacto social.
Por favor, use este identificador para citar o enlazar este ítem:
http://repositoriodigital.ipn.mx/handle/123456789/13903| Título : | MODELO TERMOHIDRÁULICO EN RÉGIMEN DE TRANSITORIO DE UN REACTOR SBWR |
| Autor : | DR. ESPINOSA PAREDES, GILBERTO M. EN C. FILIO LÓPEZ, CARLOS JUÁREZ SÁNCHEZ, MARÍA ANGÉLICA |
| Palabras clave : | MODELO TERMOHIDRÁULICO REACTOR SBWR |
| Fecha de publicación : | 4-feb-2011 |
| Resumen : | This thesis presents the analysis of behavior in steady state and transient state of a reactor SBWR (Simplified Boiler Water Reactor). Because the main characteristic of this type of advanced reactor, is the natural circulation system as a means to extract heat from the core, studied the flotation effects, considering one and two phases of the coolant flow, on the main reactor variables, such as neutron power, mass flow in the core, pressure and level. To perform this study was derived, implemented (in computer), and analyzed a model of natural convection flows and pressures, of natural circulation of coolant moderator entering the core, considering the thermal driving force using the Boussinesq approximation. Model developed in this thesis was implemented in the Espinosa-Paredes and Nuñez- Carrera (2008) numerical code’s, which includes an one-dimensional thermal-hydraulic model (TH) of 5 equations, drift flow approach, an one-dimensional model of conduction in the fuel (8 radial nodes per axial node), a point reactor kinetics model with six groups of delayed neutrons precursors and feedback effects (Döppler, voids fraction, xenon, control rods and moderator temperature), model of pressure and water level in the vessel, logic reactor protection system, pressure and level controls, as well as simplified models of feedwater and steam lines. The results obtained of the simulation in steady-state show that the buoyancy effects in two phases are important in the design of reactors advanced type BWR (SBWR, ESBWR), because the nuclear and thermal-hydraulic parameters such as the power, the fraction of voids, the heat flow, fuel temperature, the surface velocities of the phases, to name a few, are significantly influenced by this physical phenomenon. For example, the neutronic power experienced an increase of 5.26% and the mass flow in the core, 1.24%. Transient conditions were analyzed using a manual SCRAM, where the results indicate that the effects of buoyancy in two phases are higher than those of a single phase. This could be inferred from the reactor shutdown, because as the coolant moderator is staying in a single phase (liquid), the voids fraction is nullified, and therefore the other parameters are affected. |
| Descripción : | En este trabajo se presenta el análisis del comportamiento en estado estacionario y en estado transitorio, de un reactor SBWR (Simplified Boiler Water Reactor). Debido a que la principal característica de este tipo de reactores avanzados, es su sistema de circulación natural como medio para extraer el calor del núcleo, se estudian los efectos de flotación considerando una y dos fases del flujo refrigerante, sobre las principales variables del reactor, tales como potencia neutrónica, flujo másico en el núcleo, presión y nivel. Para realizar este estudio se derivó, implementó (en computadora), y analizó un modelo de convección natural de flujos y presiones, de circulación natural del refrigerante moderador que entra al núcleo, considerando la fuerza motriz térmica usando la aproximación de Boussinesq. El modelo desarrollado en esta tesis se implemento en el código numérico de Espinosa- Paredes y Nuñez-Carrera (2008), el cual incluye un modelo termohidráulico (TH) unidimensional de 5 ecuaciones tipo flujos relativos, un modelo unidimensional de conducción en el combustible (8 nodos radiales por cada nodo axial), un modelo puntual de la cinética neutrónica con seis grupos de precursores de neutrones retardados y efectos de retroalimentación (Döppler, fracción de vacíos, xenón, barras de control y temperatura de moderador), modelo de presión y nivel de agua en la vasija, lógica del sistema protección del reactor, controles de presión y nivel, así como modelos simplificados de agua de alimentación y líneas de vapor. Los resultados obtenidos de la simulación en estado estacionario muestran que los efectos de flotación en dos fases son importantes en el diseño de los reactores del tipo BWR avanzados (SBWR, ESBWR), debido a que los parámetros nucleares y termohidráulicos como son la potencia, la fracción de vacíos, el flujo de calor, la temperatura del combustible, las velocidades superficiales de las fases, por mencionar algunos, son apreciablemente influenciados por este fenómeno físico. Por ejemplo la potencia neutrónica experimentó un incremento del 5.26% y el flujo másico en el núcleo 1.24%. En condiciones transitorias se analizó un SCRAM manual, donde los resultados indican que los efectos de flotación en dos fases son mayores que los de una fase. Esto se pudo inferir del apagado del reactor, ya que conforme el refrigerante moderador va quedando en una sola fase (líquido), la fracción de vacíos se nulifica, y por consiguiente el resto de los parámetros se ven afectados. |
| URI : | http://www.repositoriodigital.ipn.mx/handle/123456789/13903 |
| Aparece en las colecciones: | Mediateca |
Ficheros en este ítem:
| Fichero | Descripción | Tamaño | Formato | |
|---|---|---|---|---|
| Tesis Maria Angelica Jurez Sanchez.pdf | MODELO TERMOHIDRÁULICO EN RÉGIMEN DE TRANSITORIO DE UN REACTOR SBWR | 10.16 MB | Adobe PDF | Visualizar/Abrir |
Los ítems de DSpace están protegidos por copyright, con todos los derechos reservados, a menos que se indique lo contrario.