Baravalle, Federico (2017) Diseño y construcción de un circuito experimental para la caracterización de elementos combustibles tipo CAREM. / Desing and construction of an experimental loop to characterize CAREM. Proyecto Integrador Ingeniería Mecánica, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
Debido a la gran densidad de potencia que puede ser generada en los elementos combustibles de un reactor nuclear, podría alcanzarse en ellos los que se denomina fujo critico de calor (CHF, por sus siglas en ingles). La aparición de dicho fenomeno degradaría abruptamente el coeficiente de transferencia térmica causando un abrupto aumento de la temperatura, provocando la falla de los mencionados combustibles. Para comprender la fluidodinamica existente en los elementos combustibles, relacionada con la aparición de CHF, se propone analizar los intercambios de momento entre subcanales del elemento combustible. Estos intercambios están íntimamente relacionados con la presión media y las fluctuaciones de presión en cada subcanal. En el caso particular del reactor CAREM-25, se debe medir el campo de presiones en las zonas adyacentes a los separadores del elemento combustible (EC). Con estas mediciones se obtiene información relevante para el diseño de dichos separadores y para validar códigos numéricos de la dinámica de fluidos en el núcleo del CAREM-25. En el presente trabajo primero se diseña y construye un circuito experimental para imitar las condiciones geométricas y dinámicas de un EC del CAREM-25. En segundo lugar se diseña un sistema de posicionamiento para medir el campo de presiones adyacentes a los separadores del simil de EC presente en el circuito. Por ultimo, a modo formativo, se miden algunos puntos del campo de presión para conocer el proceso de medición y el procesamiento de datos.
Resumen en inglés
Due to the great power density that can be generated in fuel elements of a nuclear reactor, they could reach the Critical Heat Flux (CHF). This phenomenon would degrade, abruptly, the thermal transfer coefficient, causing an abrupt rise of the fuel elements temperature and subsequently, their failure. To understand the fluid dynamics present in fuel elements, wich is closely related with CHF, it is proposed to analize the momentum interchanges between adjacent subchannels. These interchanges are closely related with the mean pressure and pressure uctuations of each subchannel. In the particular case of CAREM-25 reactor, the pressure field near the spacer grids has to be measured. This measure is relevant to spacer grids's design review and to validate CFD numerical codes of CAREM-25 core. In this work, in first place, an experimental loop to imitate geometrical and dynamic conditions in a CAREM-25's fuel element is designed and built. In second place, a positioning system to measure the pressure field near spacer grids, in the fuel element's simile, is designed. Finally, in an educational approach, some points of the pressure field are measured. The aim of these measures is to understand the measurement process and data processing.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Mecánica) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Fuel elements; Elementos combustibles; Desing; Diseño; [Subchannel; Subcanal; Spacer grid; Separadores; Pression; Presión; Loop; Circuitos; CAREM] |
| Referencias: | [1] Nalin, O. C. A. Caracterizacion hidrodinamica y optimizacion de Elementos Combustibles en Reactores Nucleares de Potencia.Tesis de Maestria en Ingenieria del Instituto Balseiro. Termohidraulica-Gerencia de Ingenieria Nuclear- Centro Atomico Bariloche, Febrero 2016. xiii, 9, 17, 26, 29, 45, 46, 48, 53, 71 [2] White, F. M. Dinamica de Fluidos. New York: McGraw-Hill, 2011. xiii, 72, 82, 83, 84, 85, 88 [3] CNEA. Proyecto carem. URL http://www.cnea.gov.ar/carem. 1 [4] E. Estevez, C. F. T., J. Bergallo. Descripcion del Elemento Combustible y Conjunto Barras de Control de Reactividad para el Reactor CAREM-25. Informe DD-EN/CAREM25F-0001-B0610. 2 [5] Weisman, J. The curren status of theoretically bases approaches to the ow boiling. Nuclear Technology, 99 (1), 1{21, July 1992. 3 [6] Hutchison, J. ISA Handbook of Control Valves. 11, 13, 90 [7] Lide, D. R. CRC Handbook of Chemistry and Physics. 90th Edition. CRC. 14 [8] Frank P. Incropera, D. P. D. Fundamental of heat and mass transfer 3rd ed. New York: Wiley, 1990. 15 [9] McKeon, B., Smits, A. Static pressure correction in high reynolds number fully developed turbulent pipe ow. Measurement Science and Technology, 12, 1608{ 1614, 2002. 18 [10] on Temperature Measurement, A. C. E. ASTM manual series: MNL 12. Manual on the use of thermocouples in termperature measurement. 1993. 26 [11] Bufynas, R. G., Nisbett, J. K. Dise~no en ingenieria mecanica de Shigley. New York: Mc Graw Hill, 2001. 60 |
| Materias: | Ingeniería mecánica Ingeniería mecánica > Termohidráulica |
| Divisiones: | Gcia. de área de Energía Nuclear > Gcia. de Ingeniería Nuclear > Termohidráulica > Laboratorio de termohidráulica |
| Código ID: | 626 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 18 Oct 2017 14:52 |
| Última Modificación: | 18 Oct 2017 14:52 |
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