Assessment of nuclear power reactor using computational fluid dynamics.
El objetivo principal fue desarrollar modelos numéricos para obtener una descripción detallada del flujo de refrigerantes y moderador dentro de la vasija de presión del reactor Atucha II. Debido a la complejidad geométrica y las condiciones de flujo bifásico desarrolladas en los canales del reactor,...
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| Autor Principal: | |
|---|---|
| Formato: | Tesis Libro |
| Lenguaje: | Inglés |
| Materias: |
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|---|---|---|---|
| 001 | 217350.19.f | ||
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| 082 | 0 | # | |a 003.3 |
| 100 | 1 | # | |a Corzo, Santiago F. |
| 245 | 1 | 0 | |a Assessment of nuclear power reactor using computational fluid dynamics. |c Santiago F. Corzo |
| 260 | # | # | |e Santa Fe |g 2015 |
| 300 | # | # | |a 178 p. |b il. |c 30 cm. |
| 502 | # | # | |a Tesis (Doctorado en Ingeniería-Mención Mecánica Computacional)--Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas, Universidad Nacional del Litoral, 2015 |
| 504 | # | # | |a Bibliografía: p.167 |
| 520 | 3 | # | |a El objetivo principal fue desarrollar modelos numéricos para obtener una descripción detallada del flujo de refrigerantes y moderador dentro de la vasija de presión del reactor Atucha II. Debido a la complejidad geométrica y las condiciones de flujo bifásico desarrolladas en los canales del reactor, se afrontaron 2 problemas de diferentes escalas: la evaporación sub-enfriada en las cercanías de los elementos combustibles y el acoplamiento de dominios para modelar el reactor con cada uno de sus componentes. En una primera etapa se estudiaron los modelos físicos y numéricos asociados con la transferencia de masa y energía. Otro tema de interés fue el acoplamiento 0/1/3D de dominios con morfologías compuestas por iguales sub-dominios (canales). Con el fin de desarrollar código robusto, se propuso una formulación comprensible y conservativa para el código 1D de los canales. Y se desarrolló la estrategia de acoplamiento para el modelo del Reactor Pressure Vessel (RPV). Se presentan las simulaciones detalladas del fenómeno de evaporación sub-enfriado y utilizando herramientas de simulación 3D se analizó el comportamiento de diferentes componentes del RPV. El tanque moderador fue modelado utilizando un código monofásico e incomprensible para estudiar la agitación causada por la convección natural. Se evaluaron los 2 efectos que producen el calentamiento en el moderador; y finalmente se muestran los resultados numéricos del acoplamiento 0/1/3D. |
| 530 | # | # | |a Disponible también en la Biblioteca Virtual de la UNL. |u http://bibliotecavirtual.unl.edu.ar/tesis/handle/11185/777 |
| 546 | # | # | |a Tesis en inglés con resumen extendido en español. |
| 653 | 0 | # | |a Tesis Doctoral FICH |
| 653 | 0 | # | |a Tesis Doctoral en Ingeniería |
| 653 | 0 | # | |a Dinámica de fluidos computacional |
| 653 | 0 | # | |a Evaporación sub enfriada |
| 653 | 0 | # | |a Modelado 1D y 3D |
| 653 | 0 | # | |a Reactor de agua pesada a presión |
| 090 | |a Tes. Doc. FICH |b C 572 |d - |i 5502582 |u 19 | ||