García, Andrés E. (2015) Diseño de facilidad de ensayos para técnicas modernas de instrumentación / Test facility design for modern techniques of instrumentation. Maestría en Ingeniería, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 2829Kb |
Resumen en español
Dadas las normas de seguridad existentes en las centrales nucleares de tercera generación, se presenta la necesidad de realizar mediciones de las variables de proceso en formas variadas, independientes y redundantes. El nivel de los generadores de vapor de un solo paso en reactores nucleares, debido a su bajo inventario, es una variable importante a medir ya que la evaporación de la fase líquida de los mismos en el lado secundario puede traer aparejado grandes inconvenientes. En este ámbito, la utilización de sensores de temperatura para medir este parámetro puede ser una buena alternativa ya que permiten la medición de más de una variable a la vez. Por otro lado, colocando los sensores de temperatura del lado externo de los tubos de los generadores de vapor, se podrían realizar mediciones para conocer el estado del flujo interno sin hacer penetraciones ni ser intrusivos. Otra ventaja es que, en arreglos helicoidales de tubos como son los generadores de vapor del CAREM, la colocación de otros tipos de instrumentos sería muy difícil. Así se propuso implementar un arreglo de termosensores separados una distancia entre sí para tomar medidas a lo largo de la parte tubo de un generador de vapor de un solo paso tipo carcasa-tubo y determinar la distribución de temperatura. Como se dijo anteriormente, con este arreglo se podría no sólo determinar la temperatura a la que se encuentra el flujo dentro del generador de vapor, sino también estimar el punto donde comienza la ebullición, donde termina la misma y con esto saber dónde se encuentra el nivel.
Resumen en inglés
Given the existing safety standards in nuclear power plants of third generation, there is the need to measure various process variables in independent and redundant ways. The level of steam generators in nuclear reactors is an important variable to be measured, as the evaporation of the liquid phase on the secondary side of the steam generators may entail great disadvantages. In this area, the use of temperature sensors to measure this parameter can be a good alternative as it allows to measure more than one variable at the same time. Moreover, placing temperature sensors on the outside of the tubes of the steam generators could take measurements to determine the state of the internal flow without penetrations or being intrusive. Another advantage is that, in helical tube arrangements such as CAREM steam generators, placing other types of instruments to measure level would be very difficult. So it was proposed to implement an array of thermocouples separated at a distance from each other to take measurements along the tube side of a steam generator and determine the temperature distribution. As stated earlier, this arrangement could not only determine the temperature at which the flow in the steam generator is, but it could also estimate where the boiling point begins and ends, therefore knowing where the level is.
| Tipo de objeto: | Tesis (Maestría en Ingeniería) |
|---|---|
| Información Adicional: | Área temática: Instrumentación y termohidráulica. |
| Palabras Clave: | Reactors; Reactores; Two-Phase flow; Flujo bifásico; Thermocouples ; Termopares; Steam generators; Generadores de vapor de agua;[ Instrumentation; Thermohydraulic loop; Circuito termohidráulico] |
| Referencias: | [1] Neil TODREAS, Mujid KAZIMI, Nuclear systems I: Thermal Hydraulic Fundamentals; MIT. [2] D.P. DE WITT, F.P. INCROPERA, Fundamentals of heat and mass transfer. [3] "Laboratorio de Termohidráulica", Instituto Balseiro, Prof. Doc. Nicolás Silin, año 2013. [4] T. J. SEEBECK, Magnetische polarisation der metalle und erzedurch temperatur-differenz, Abhandlungen Deutschen Akademie Wissenschaften; Berlin, 265-373 (1822). [4] CRC Handbook of Chemistry and Physics; 90th Edition (2009 - 2010). [5] WIKA Handbook, Pressure and Temperature Measurement, U.S. Edition (2008). [6] J. ZWAK, Measuring Temperature in Small Diameter Lines, Burns Engineering Inc. (2003). [7] Frank M. WHITE, Fluid Mechanics, McGraw-Hill. [8] ASME VIII Division 1, Boiler and Pressure Vessel Code, 2007 Edition. [9] Henry H. BEDNAR, Pressure vessel design handbook, Krieger Publishing Company. [10] ASME II Sección D, Subparte 1, Materials and Specifications, 2007 Edition. [11] ASME B31.1, Code for Pressure Piping, 2001 Edition. [12] IN-CAREM25IS-22; Estimadores del área de transferencia de calor en los GGVV para las maniobras de arranque del reactor CAREM. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Cuestiones de seguridad de los reactores Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Control de procesos |
| Código ID: | 544 |
| Depositado Por: | USUARIO INVÁLIDO |
| Depositado En: | 19 Abr 2016 15:23 |
| Última Modificación: | 19 Abr 2016 15:23 |
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