Güttlein, Cynthia C. (2024) Diseño de un micro reactor de potencia con aplicaciones espaciales / Design of a micro power reactor with space applications. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
El objetivo del proyecto es desarrollar el diseño de un microreactor de potencia para su aplicación en entornos espaciales. Se basa en un diseño conceptual previo y se han realizado cambios en el sistema de refrigeración y los aspectos relevantes para su implementación en el espacio. El proyecto utiliza softwares de cálculo neutrónico (Citvap, OpenMC) y termohidráulico (Thermal Desktop de ANSYS) para modelar el reactor y evaluar su rendimiento ante diferentes cambios de potencia. Además, se ha realizado un relevamiento de la bibliografía para estar al tanto de las ultimas tecnologías en el uso espacial. El diseño del reactor consiste en un núcleo cilíndrico y sólido, con un moderador de ZrH2 y 449 barras combustibles de UMo-10. El sistema de refrigeración se basa en heat pipes de conductancia variable que transportan el calor generado por el núcleo hasta una zona lejana, donde se encuentran los conversores termoeléctricos y los radiadores. Se han realizado modelos neutrónicos y termohidráulicos para caracterizar el rendimiento del reactor. El modelo neutrónico se ha utilizado para evaluar la reactividad del reactor en función del quemado, los márgenes de seguridad y los coeficientes de realimentación. El modelo termohidráulico, por otro lado, se usó para evaluar la temperatura del núcleo y los componentes del sistema. Se ha encontrado que el coeficiente de realimentación por potencia global es negativo, lo que indica que el reactor es estable. Sin embargo, quedan muchos desafíos por resolver antes de que este diseño sea factible. Se necesita estudiar y verificar la implementación de otros métodos de cálculo, distintos a la teoría de difusión, a nivel de núcleo para un reactor de estas características y dimensiones, reevaluar el diseño y distribución de barras combustibles en el núcleo, diseñar el sistema de control de reactividad y determinar la degradación por radiación que podrían sufrir los materiales internos de los heat pipes. En relación al modelo térmico, se necesita modelar más detalladamente el núcleo y el sistema de refrigeración y conversión, incluyendo las barras combustibles y todas las partes del sistema. También se necesita caracterizar específicamente las conductancias de contacto específicas y evaluar la performance de los generadores termoeléctricos.
Resumen en inglés
The objective of the project is to develop a design of power microreactors for application in space environments. It is based on a prior conceptual design and changes have been made to the cooling system and the relevant aspects for its implementation in space. The project uses neutronic calculation software (Citvap, OpenMC) and thermo-hydraulic software (ANSYS Thermal Desktop) to model the reactor and evaluate its performance in the face of different power changes. In addition, a literature survey has been carried out to be aware of the latest technologies in spatial applications. The reactor design consists of a cylindrical and solid core, with a ZrH2 moderator and 449 UMo-10 fuel rods. The cooling system is based on variable conductance heat pipes that transport the heat generated by the core to a distant area, where thermoelectric converters and radiators are located. Neutronic and thermo-hydraulic models have been developed to characterize reactor performance. The neutronic model has been used to evaluate the reactor’s reactivity as a function of burnup, safety margins and feedback coefficients. The thermo-hydraulic model, on the other hand, was used to assess the core temperature and system components. The global power feedback coefficient has been found to be negative, indicating that the reactor is stable. However, many challenges remain before this design is feasible. It is necessary to study and verify the implementation of other calculation methods, different from diffusion theory, at the core level for a reactor of these characteristics and dimensions, to reevaluate the design and distribution of fuel rods in the core, design the reactivity control system and determine the radiation degradation that could be suffered by the internal materials of the heat pipes. In relation to the thermal model, it is necessary to further model the core and the cooling and conversion system, including the fuel rods and all parts of the system. It is also necessary to specifically characterize contact conductances and evaluate the performance of thermoelectric generators.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Heat pipes; Tubos calefactores; Thermoelectric generators; Generadores termoeléctricos; Monte Carlo method; Método Monte Carlo; [Neutron deterministic calculation; Cálculo determinista neutrónico; Space nuclear reactor; Reactor nuclear espacial] |
| Referencias: | [1] Ruiz, K. Diseño Conceptual de micro-reactores de potencia. Proyecto Fin de Carrera, Instituto Balseiro Universidad Nacional de Cuyo, División de Ingeniería nuclear INVAP S.E., 2020. 1, 29, 30, 41, 42 [2] Technologies, C. . R. Thermal Desktop User’s Manual. Cullimore and Ring Technologies. 1, 65 [3] Dunn, Reay. Heat Pipes, 4th edition. Pergamon, 1994. 5, 6, 7, 8, 9, 11 [4] Gilmore, D. G. Spacecraft Thermal Control Handbook, 2nd edition. El Segundo, California: The Aerospace Press, 2002. 8, 15, 16 [5] Jaziri, N., Boughamoura, A., Muller, J., Mezghani, B., Tounsi, F., Ismail, M. A comprehensive review of thermoelectric generators: Technologies and common applications. Energy Reports. 12, 13, 14 [6] Juhasz, A. J., Peterson, G. P. Review of advanced radiator technologies for spacecraft power systems and space thermal control. Lewis Research Center Cleveland, Ohio. 16 [7] Le cea s’engage pour la propulsion nucleaire spatiale en europe, 2023. URL https://www.cea.fr/Pages/actualites/sciences-de-la-matiere/cea-engage-pour-propulsion-nucleaire-spatiale-Europe.aspx, visitado el día 7 de Mayo de 2024. 20 [8] Bausback, E. Nasa’s fission surface power project energizes lunar exploration, 2024. URL https://www.nasa.gov/centers-and-facilities/glenn/nasas-fission-surface-power-project-energizes-lunar-exploration/, visitado el día 7 de Mayo de 2024. 20 [9] Araújo, E. F. D., Guimarães, L. N. F. American space nuclear electric systems. J Aerosp Technol Manag. 20, 21, 24, 26 [10] IAEA. The role of nuclear power and nuclear propulsion in the paceful exploration of space. Sales and Promotion Unit, Publishing Section. 21 [11] Voss, S. S. Topaz ii system description. The 4th International Conference and Exposition on Engineering Construction, and Operations in Space and The Conference and Exposition/Demonstration on Robotics for Challenging Environments. 23 [12] McClure, P. R., Poston, D. I., Clement, S. D., Restrepo, L., Negrete, R. M. . M. Krusty experiment: Reactivity insertion accident analysis. Nuclear Technology, 206, sup 1, 43–55, 2020. DOI:10.1080/00295450.2020.1722544. 32 [13] Poston, D. I., Gibson, M. A., Godfroy, T., R.McClure, P. Krusty reactor design. Nuclear Technology, 206: sup1, S13–S30, 2020. DOI: 10.1080/00295450.2020.1725382. 34, 35 [14] Wahlquist, S., Hansel, J. E., Ali, S. A., Sabharwall, P. A critical review of heat pipe experiments in nuclear energy applications. Idaho State University, Pocatello, Idaho. 35 [15] Ponnappan, R. Studies on the startup transients and performance of a gas loaded sodium heat pipes. Graduate Theses and Dissertations. 4975. 35, 36, 37, 105 [16] TECTEG Company. CMO-32-62S Installation and Specifications, 9 2014. 39 [17] Villarino, E., Mochi, I., Sartorio, P. Invap neutronic calculation line. Congreso sobre Métodos Numéricos y sus Aplicaciones. 43 [18] Romano, P. K., Horelik, N. E., Herman, B. R., Nelson, A. G., Forget, B., , et al. Openmc: A state-of-the-art monte carlo code for research and development. Ann. Nucl. Energy, 82, 90–97, 2015. 43 [19] Chadwick, M., Herman, M., Oblozinsky, P., et al. ENDF/B-VII.1 nuclear data for science and technology: Cross sections, covariances, fission product yields and decay data. Nuclear Data Sheets, 112 (12), 2887 – 2996, 2011. URL https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S009037521100113X, special Issue on ENDF/B-VII.1 Library. 44 [20] Ferrari, I. Description of e-1901c v1.5 library nuclear data library. Nuclear Engineering Department INVAP SE. 45 [21] Brennan, P. J., Kroliczek, E. J. Heat pipe design handbook. National Aeronautics and Space Administration. 68 [22] ECSS-Secretariat. Thermal design handbook - Part 4: Conductive Heat Transfer. European Cooperation for Space Standarization. 75 [23] Toptan, A., Hales, J. D., Williamsona, R. L., Novascone, S. R., Pastore, G., Kropaczek, D. J. Modeling of gap conductance for lwr fuel rods applied in the bison code. Journal of Nuclear Science and Technology. 89 |
| Materias: | Física > Cálculo neutrónico Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores |
| Divisiones: | INVAP > Departamento de Ingeniería Nuclear (DIN) |
| Código ID: | 1282 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 16 Sep 2024 10:27 |
| Última Modificación: | 16 Sep 2024 10:27 |
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