Desarrollo de un método computacional de dinámica de fluidos para la caracterización de una sección del núcleo de un reactor nuclear de agua presurizada

Abstract

Un reactor nuclear de agua presurizada (PWR) es el dispositivo que tiene la capacidad de mantener y controlar una reacción de fisión en cadena para generar energía térmica, con el uso de agua ordinaria o ligera como refrigerante. El objetivo de este proyecto fue desarrollar un método computacional de dinámica de fluidos para la caracterización de una sección del núcleo de un reactor de agua presurizada. En este proyecto se describieron los fenómenos de transferencia de calor y mecánica de fluidos ocurrentes en el núcleo del reactor, así como los parámetros termohidráulicos. La resolución del modelo matemático se efectuó en el programa computacional MATLAB. El desarrollo del modelo digital de la neutrónica se realizó con el programa computacional Monte Carlo N-Particle (MCNP), del cual se obtuvo el flujo neutrónico de un cuarto (1/4) del núcleo de un reactor PWR. El error porcentual entre la temperatura media de un reactor nuclear real con la temperatura media de los datos generados por las simulaciones fue 1,49. El factor de multiplicación efectivo del núcleo del reactor PWR simulado fue de 1,00217, con el cual se estableció que el sistema estuvo en estado crítico, la temperatura del salida del refrigerante fue 346,30 °C, el canal caliente se ubicó sobre las coordenadas (-5,383, 5,352) con la mayor densidad de potencia igual a 2,539×108 W/m3. El factor de canal caliente total fue igual a 5,259, el cual superó a 2,6 que es el valor que generalmente se obtiene para reactor PWR, el coeficiente del límite de ebullición nucleada fue 1,65, mayor al valor mínimo de diseño de 1,3.