Tesis realizada dentro del GT-2 Termohidráulica

ANÁLISIS TERMOFLUIDO Y NEUTRÓNICO DE UN REACTOR NUCLEAR RÁPIDO ENFRIADO CON PLOMO

Autor: Alejandría Denisse Pérez Valseca
Lugar de Realización: Universidad Autónoma Metropolitana – Iztapalapa
Grado obtenido: Maestro en Ciencias (Energía y Medio Ambiente)
Fecha de Examen: 28 de febrero de 2017
Resumen: El objetivo de este trabajo fue el desarrollo de un modelo matemático que describe los fenómenos de un reactor  nuclear enfriado con plomo, el cual es clasificado como un reactor de Generación IV. En el análisis se consideraron los procesos  neutrónicos, los procesos de transferencia de calor en la barra de combustible y los procesos de transferencia de calor en el refrigerante (termofluido). Este análisis permitió desarrollar un modelo multi-físico. Para los procesos neutrónicos se utilizó el modelo puntual de la cinética neutrónica con seis grupos de precursores de neutrones retardados, que considera efectos de reactividad por efecto Doppler y expansión de combustible nuclear, incluyendo el huelgo (“gap”) y encamisado (“clad”). El modelo de transferencia de calor en la barra de combustible considera la conducción de calor en el combustible y en el clad, y los efectos de convección del gas en el gap y del plomo líquido como refrigerante. El termofluido (refrigerante) fue modelado a partir de los balances de masa con efectos de acumulación y convectivos, cantidad de movimiento y energía en régimen transitorio y unidimensional en la dirección promedio del fluido. Posteriormente se llevó a cabo la etapa de acoplamiento, en donde se relacionan cada uno de los procesos a partir de las variables que comparten. Con el modelo acoplado se realizaron experimentos numéricos en estado estacionario a diferentes niveles de potencia, también se ejecutaron experimentos para analizar el comportamiento transitorio en condiciones de pérdida de refrigerante, daño de recalentadores y la inserción o extracción de barras de control. Finalmente se realizó un análisis de sensibilidad e incertidumbre con técnicas de simulación Monte Carlo. La sensibilidad e incertidumbre se analizó con flujo y temperatura de entrada al núcleo del reactor.
Para descargar utilice la liga: GT2_TM_ADPV

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