Simulación multi-física y multi-escala de un reactor nuclear enfriado con metales líquidos - Pérez Valseca, Alejandría Denisse (Universidad Autónoma Metropolitana, 2021)
Los reactores nucleares son sistemas heterogéneos que contienen miles de pines de combustible y muestran una distribución de energía en el espacio donde las temperaturas entre el fluido refrigerante y las barras de combustible son diferentes. En este sistema, los fenómenos de transferencia de calor son de crucial importancia en el diseño y análisis de seguridad debido a los efectos de retroalimentación con los procesos neutrónicos para la generación de energía. En este trabajo, el proceso de transferencia de calor se analiza en reactores nucleares rápidos refrigerados por metal líquido, con dos ecuaciones de energía escaladas. El escalamiento de las ecuaciones se realiza mediante la aplicación del método de promediado volumétrico. El modelo de transferencia de calor escalado se acopla con un modelo neutrónico de flujo reflectado, con efectos de retroalimentación de las temperaturas del combustible nuclear y el metal líquido. Las ecuaciones de energía escaladas son representativas del núcleo completo del reactor con restricciones físicas, definiciones de variables promedio y coeficientes efectivos, lo cual permite un grado aceptable de fidelidad para predecir el comportamiento del núcleo del reactor. Para aumentar el grado de fidelidad en el análisis, se presenta un proceso de des-escalamiento del núcleo del reactor, que considera la escala de un ensamble de combustible nuclear, hasta la escala más pequeña considerada (barra de combustible). Este punto es de particular importancia para el análisis de puntos calientes en el núcleo del reactor, derivando en la seguridad del reactor en estado estacionario y en eventos de perturbación. El modelo escalado es programado en un Software de Dinámica de Fluidos Computacional, en donde se simularon eventos en estado estacionario y se diseñaron escenarios en diferentes condiciones de operación del reactor, para estudios de seguridad.; Heat transfer phenomena are of crucial importance in the design and safety analysis of nuclear reactors, due to the feedback effects with power generation neutronic processes. Nuclear reactors are heterogeneous systems that contain miles of fuel pins and show an energy distribution in space where the temperatures between the coolant fluid and the fuel rods are different. In this work, the heat transfer process is analyzed in liquid metal cooled fast nuclear reactors, with two scaled energy equations. The scaling of the equations is carried out by applying the volumetric averaging method. The scaled heat transfer model is coupled with a reflected flux neutron model, with feedback effects due to the temperatures of the nuclear fuel and liquid metal. The scaled energy equations are representative of the complete reactor core with physical constraints, mean variable definitions, and effective coefficients, which allow an acceptable degree of fidelity to predict the behavior of the reactor core. To increase the degree of fidelity in the analysis, a reactor core de-scaling process is presented, which considers the scale of a nuclear fuel assembly, down to the smallest scale considered (fuel rod). This point is of particular importance for the analysis of hot spots in the reactor core, resulting in reactor safety in a steady state and disturbance events.