Pieck, Darío (2010) Desarrollo y validación experimental de un algoritmo de acople neutrónico-termohidráulico para reactores de investigación / Development and experimental validation of an algorithm for the neutronic-thermohydraulic coupling in research reactors. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF Español 2359Kb |
Resumen en español
El programa de cálculo de núcleo CITVAP v3.6 es ampliamente usado en reactores de investigación, en pequeños reactores de potencia, entre ellos el CAREM, y en centrales de potencia como Atucha (tipo PHWR). Dada la importancia de los efectos térmicos en estos últimos casos es que CITVAP incluye la posibilidad de considerar realimentaciones termohidráulicas en reactores de potencia. En este trabajo, se incorpora a CITVAP la funcionalidad de hacer realimentaciones termohidráulica en reactores de investigación, tanto en convección forzada como natural. Además, se verifica el correcto funcionamiento de la nueva versión del código y se realizan validaciones para dos reactores de investigación de los que se disponen de datos experimentales: el OPAL (Australia) y el ETRR-2 (Egipto). Se concluye que el nuevo CITVAP calcula con precisión los coeficientes de realimentación por potencia y de realimentación isotérmica en convección forzada. Sin embargo, no sucede lo mismo en el régimen de convección natural. En esta condición, la nueva versión de CITVAP, subestima el coeficiente de realimentación por potencia. El trabajo finaliza con el análisis de esta última discrepancia.
Resumen en inglés
The core calculation code CITVAP v3.6 is widely used in research reactors, small nuclear power plants, like CAREM, and in PHWR NPPs, like Atucha. Because the importance of thermal effects, is that CITVAP has the possibility to consider thermal-hydraulic feedback effects in NPP. The aim of the present work is to incorporate to CITVAP the functionality to consider thermal-hydraulic feedback effects in research reactors, in case of forced and natural convection. Furthermore, the operation of the new code version is studied and validations are performed with experimental data from two research reactors, the OPAL (Australia) and the ETRR-2 (Egypt). The analysis concludes that the new CITVAP version calculates accurately the power feedback coefficient and the isothermal feedback coefficient in forced convection regimes. However, this is not the case in natural convection. In this latter condition, the power feedback coefficient is underestimated. The paper concludes with an analysis of the causes of this discrepancy.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Hidraúlica térmica; Thermal hydraulics; Research reactors; Reactores de investigación |
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| Materias: | Ingeniería nuclear > Ingeniería de reactores Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores Ingeniería nuclear > Tipos de reactores |
| Divisiones: | INVAP |
| Código ID: | 155 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 12 Jul 2010 15:42 |
| Última Modificación: | 27 Mar 2012 14:13 |
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