06/C289

Termohidráulica de reactores nucleares.
Thermohydraulics of Nuclear Reactors.

Director: DELMASTRO, Darío Fabián
Correo Electrónico: delmast@cab.cnea.gov.ar

Integrantes: AZCONA, Alejandra; COLEFF, Agustín; CONVERTI, José; ECKARDT, Sebastián; GARCIA, Juan Carlos; MARCEL, Christian; MASSON, Viviana; MATEOS, Daniel; RAUSCHERT, Agustín; SAMMARCO, Nicolás; SILIN, Nicolás.

Resumen Técnico: En este proyecto se estudiará el comportamiento Termohidráulico de reactores nucleares desde diferentes puntos de vista. Uno de los temas que investigaremos está relacionado con los factores que influyen en la transición hidrodinámica y en la transferencia de calor en combustibles tipo placas. También se realizarán investigaciones de escaleo fluído-fluído para proponer experimentos a escala tendientes a estudiar fenómenos de transferencia de calor y  Flujo crítico de calor en combustibles nucleares y diversos sistemas relacionados con reactores nucleares. Referente al tema de transferencia de calor en combustibles tipo placas, estudiaremos experimentalmente la relevancia de los diferentes fenómenos que modifican la convección en un canal refrigerado por agua cuando se aplican altos flujos de calor. En este contexto nos interesa determinar en qué condiciones los flujos de calor generan alteraciones importantes en el coeficiente de transferencia de calor respecto a las correlaciones de uso más corriente en la ingeniería. Específicamente, el cambio de la viscosidad del fluido en cercanías de la pared resulta un fenómeno de particular interés, ya que trae aparejados cambios en la intensidad de turbulencia, en la importancia de la rugosidad superficial, en el número de Reynolds al que ocurre la transición laminar-turbulenta y finalmente la aparición de fase gaseosa. El escaleo fluído-fluído esta basado en el hecho que dos sistemas, representados por ecuaciones diferenciales y condiciones de borde análogas, deben mostrar el mismo comportamiento físico. Basado en esta idea se manipulan  matemáticamente las ecuaciones diferenciales de masa, momento y energía a fin de encontrar los parámetros intrínsecos que definen el problema. Manteniendo todos aquellos parámetros iguales y seleccionando un fluido diferente que el agua, puede reducirse, por ejemplo, la potencia y la presión requerida para obtener un circuito que represente al reactor. Mediante esta técnica se pueden estudiar y proponer experimentos a escala para estudiar una gran variedad de fenómenos que van desde estabilidad de reactores del tipo supercríticos a la pérdida de carga en un generador de vapor.

Summary: This project will examine the behavior of the thermohydraulics of nuclear reactors from different points of view. One of the issues is related with the investigation of the factors that influence the transition in the hydrodynamic and the heat transfer in plate-type fuel. There will also be investigations on fluid-fluid scaling to propose experiments designed to study heat transfer phenomena and critical heat flux in nuclear fuels and different systems related to nuclear reactors. On the topic of heat transfer in plate-type fuel, we will perform experimental studies about the relevance of the various phenomena that change the convection in a cooled water channel when applied high heat flows. In this context we are interested in determining the conditions in which the heat flux generate disturbances in the coefficient of heat transfer with respect to correlations most commonly used in engineering. Specifically, the change in viscosity of the fluid near the wall is a phenomenon of particular interest because it results in changes in the intensity of turbulence, the importance of surface roughness, the Reynolds number at which the transition occurs laminar-turbulent and finally the inception of the gas phase. The fluid-fluid scaling, by other way, is based on the fact that two systems represented by differential equations and boundary conditions are similar and they should show the same physical behavior. Based on this idea the differential equations of mass, time and energy are mathematically manipulated to find the intrinsic parameters that define the problem. Keeping all the same parameters and selecting a different fluid than water required power and pressure, for example, can be reduced to obtain a circuit which represents the reactor. Using this technique, we will study and propose experiments to study a wide variety of phenomena ranging from stability of supercritical reactor-type to the pressure drop in a steam generator.