Cálculos de temperatura y flujo de calor para el canal de máxima potencia del reactor de investigación TRIGA IAN-R1
DOI:
https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.3.2019.509Palabras clave:
temperatura, flujo de calor, partida de ebullición nucleada
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Resumen
En cooperación con el Organismo Internacional de Energía Atómica, se realizaron cálculos termo-hidráulicos en la conversión del Reactor IAN-R1, de combustible MTR de alto enriquecimiento a combustible TRIGA de bajo enriquecimiento. Para establecer investigación y cálculos termo-hidráulicos en Colombia, se adelantó un programa incluyendo entrenamiento, adquisición de equipos y códigos con la realización de cálculos de convección natural para el reactor TRIGA IAN-R1 operando a 100 Kw. El propósito del presente estudio es validar el análisis termo-hidráulico en estado estacionario realizado con el código NATCON. Este articulo presenta los resultados de la distribución axial de la temperatura máxima para el combustible, su revestimiento y el refrigerante. Adicionalmente se presenta el flujo de calor crítico de Bernath con la temperatura del agua como parámetro.
Referencias bibliográficas
.[1] Lockheed Nuclear Products. Summary Report and Hazard Analysis. Nuclear Training Reactor for the Instituto de Asuntos Nucleares ER-688. Bogotá, Colombia, April 1964.
.[2] J. A. Sarta, L. A. Castiblanco y J. Razvi, “Conversion of the IAN-R1 Reactor from MTR HEU Fuel to TRIGA LEU Fuel”, Proceeding of 1997 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Jackson Hole, p. 1-6, 1997. Available: https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:35089146
.[3] PETERSEN, J. F., STAT – A Fortran Program for Calculating the Natural Convection Heat Transfer – Fluid Flow in an Array of Heated Cylinders, General Atomics, July, 1989.
.[4] R. S. Smith y W. L. Woodruff, “A computer code, NATCON, for the analyses of steady state thermal-hydraulics and safety margins in plate-type research reactors cooled by natural convection”. Report ANL/RERTR/TM-12, Argonne National Laboratory (1988). Available: https://www.osti.gov/biblio/6571231
.[5] J. A. Sarta y L. A. Castiblanco, “Neutronic calculations in core conversion of the IAN-R1 from MTR to TRIGA LEU fuel”, in Proceedings of the 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, pp. 361-366, October 2003. Available: https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:35066258
.[6] M. Prakash, O. F. Turan y G. R. Thorpe, Program NATCON: For the numerical solution of buouyancy-driven laminar and turbulent flows in differentially heat cavities. July 2006. Available: https://core.ac.uk/download/pdf/10826390.pdf
.[7] General Atomics, “Safety analysis report for the Research Reactor conversion to TRIGA LEU fuel at Instituto de Ciencias Nucleares y Energias Alternativas”, 1995.
.[8] J. G. Collier y J. R. Thome, Convective Boiling and Condensation. Third Edition. Oxford University Press. USA 1996.
.[9] Bernath L. “A theory of local-boiling burnout and its application to existing data”, Chemical Engineering Progress Symposium, Series No. 30, Volume 56, 1960, pp.95-116.
