Raffo, Javier L. (2001) Temperatura en los cojinetes de las bombas de transporte de calor de la Central Nuclear Embalse ante la no disponibilidad de agua de servicio. / Temperature in the Primary Heat Transport Pump Bearing of the Nuclear Power Plant 'Embalse Rio Tercero' in view of the Cutting of the Service Water. Trabajo Final (CEATEN), Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 1245Kb |
Resumen en español
El presente informe contiene el estudio realizado sobre los cojinetes de las Bombas Principales del Circuito Primario de Transporte de Calor de la Central Nuclear de Embalse Río Tercero ante la falta de suministro de agua de enfriamiento (agua de servicio) a los intercambiadores de calor del circuito de refrigeración de los sellos de las Bombas mencionadas. En el trabajo se realizaron dos estudios: Uno es el estudio del aumento de temperatura del agua que refrigera al cojinete de la bomba y los tiempos involucrados. El otro estudio es el de la distribución de temperaturas que hay en el cojinete en las distintas condiciones de operación. El primer estudio se realizó a partir de datos encontrados en manuales y planos, y utilizando un programa de cálculo. Mientras que el segundo estudio se realizó utilizando el programa de elementos finitos COSMOS/M.
Resumen en inglés
This study contains the analysis of the Primary Heat Transport Pump Bearing of the Nuclear Power Plant 'Embalse Rio Tercero', Cordoba, Argentine, in view of the cutting of the Service Water refrigeration which cools the Gland Seal System.This takes two ways: One is the study of the temperature rise of the water that cools the carbon bearing and the time involved.This is supported upon manuals and drawings.The other, on the temperature distribution in different operating conditions.This has been done by the simulation of the normal and transient conditions in the software COSMOS/M.
| Tipo de objeto: | Tesis (Trabajo Final (CEATEN)) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Reactors; Reactores; Bearings; Cojinetes; Embalse reactor; Reactor embalse; Refrigerants; Refrigerantes; Temperature control; Control de temperatura |
| Referencias: | [1] Design Manual, As Built. Gland Seal System. Cordoba Generating Station. N° DM-18- 33340/63334 Rev. 0, 1975. [2] Manual de Capacitación para Centrales Nucleares de 600 MWe. Preparado por AECL para el entrenamiento del personal de la Central Nuclear de Embalse, Córdoba - Argentina 1980. [3] Sistemas de Parte Convencional. Central Nuclear de Embalse. Apunte del Ing. Eduardo A. Najera, 1984. [4] Informe de Tarea: Estimación de la temperatura de agua de sellos de las bombas principales de la CNE, en caso de pérdida total de agua de servicio. Autores: G. Bedrossian y S. Gersberg. Sector Seguridad Nuclear y Termohidráulica, Unidad de Actividades “Reactores y Centrales Nucleares” [5] Tables of thermodynamic properties of heavy water in SI units. Prepared for Atomic Energy of Canada Limited and Ontario Hydro by P. G. Hill, R. D. Mac Millan and Victor Lee, Department of Mechanical Engineering of the University of British Columbia, December 1981. [6] Fundamentos de Mecánica de Fluidos Segunda Edición. Philip M. Gerhart, Richard J. Gross, John I. Hochstein, 1995. [7] Manual de Fórmulas y Datos Esenciales de Transferencia de Calor para Ingenieros. H. Y. Wong. Editorial Geminis, Buenos Aires 1981. [8] Metals Handbook Ninth Edition. Vol 1 Properties and Selection: Irons and Steels. American Society for Metals. [9] Reactor Building Low Pressure Open Service Water System. Design Description 66 – 71310 / 67131 AECL Power Projects Montreal. Rev 3, April 1976. [10] Conversación personal con el director de este trabajo. [11] Heat Transfer. Fourth Edition. J. P. Holman. International Student Edition. Ed. McGraw-Hill Kogakusha. [12] Apuntes de clase de la materia “Elementos de Transferencia de Energía” dictada por el Prof. Darío Delmastro. [13] Instruction Manual for Primary Heat Transport Pumps for A.E.C.L. / Central Nuclear En. Embalse – Córdoba, Argentina. Stock Code #581L0224. B.W.L. Ref. #34250679/682. R.D.T. 834 CNEA. [14] Two-Phase Flow Performance of a Heat Transport Pump. By H. Samarasekera. Sulzer Bingham Pumps, Inc. Burnaby, British Columbia, Canada. [15] Conversación personal con la Lic. A. Couto de NASA. [16] Código COSMOS/M: Manuales del Usuario, Structural Research & Analysis Corporation, 1993. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Código ID: | 294 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 06 Oct 2011 14:05 |
| Última Modificación: | 06 Oct 2011 14:05 |
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