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Para metales líquidos, el número de Prandtl es muy pequeño, generalmente en el rango de 0.01 a 0.001. Esto significa que la difusividad térmica , que está relacionada con la velocidad de transferencia de calor por conducción , domina inequívocamente . Esta muy alta difusividad térmica resulta de una conductividad térmica muy alta de los metales, que es aproximadamente 100 veces mayor que la del agua. El número de Prandtl para sodio a una temperatura de funcionamiento típica en los reactores rápidos enfriados con sodio es de aproximadamente 0,004. Para este caso, el desarrollo de la capa límite térmica es mucho más rápido que el de la capa límite de velocidad (δ _t >> δ), y es razonable suponer una velocidad uniforme en toda la capa límite térmica.Los coeficientes de transferencia de calor para el flujo de sodio a través del canal de combustible se basan en el número de Prandtl y el número de Péclet . Paso a diámetro (P / D) también ingresa muchos cálculos de transferencia de calor en reactores de metal líquido. Las correlaciones de transferencia de calor por convección generalmente se presentan en términos de número de Nusselt versus número de Péclet . El número típico de Péclet para el funcionamiento normal es de 150 a 300 en los paquetes de combustible. En cuanto a otros regímenes de flujo, el número de Nusselt y una correlación dada pueden usarse para determinar el coeficiente de transferencia de calor por convección.

Por otro lado, el plomo y el refrigerante LBE son más corrosivos para el acero que el sodio o la aleación eutéctica de NaK. Esto y la muy alta densidad de plomo pone un límite superior en la velocidad del flujo de refrigerante a través del reactor debido a consideraciones de seguridad. Además, los puntos de fusión más altos de plomo y LBE (327 ° C y 123.5 ° C respectivamente) pueden significar que la solidificación del refrigerante puede ser un problema mayor cuando el reactor funciona a temperaturas más bajas.

Propiedades de los metales líquidos.

Propiedades de los metales líquidos.

En física, el metal líquido consiste en una aleación con puntos de fusión muy bajos que forman un líquido eutéctico que es líquido a temperatura ambiente. En la ingeniería de reactores, los metales líquidos son aleaciones con bajo punto de fusión que permiten que el refrigerante del reactor sea líquido en el rango operativo de temperaturas (generalmente por encima de la temperatura ambiente).

Los metales líquidos se pueden usar como refrigerantes de reactores porque tienen excelentes propiedades de transferencia de calor y se pueden emplear en sistemas de baja presión, como es el caso de los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR). La característica única de los metales en lo que respecta a su estructura es la presencia de portadores de carga, específicamente electrones libres, lo que les da una alta conductividad eléctrica , alta conductividad térmica . El uso de refrigerantes metálicos líquidos hizo posible proporcionar una alta tasa de transferencia de calor en las centrales eléctricas, así como las temperaturas de las superficies de trabajo de sus construcciones cercanas a la temperatura del refrigerante.

Además, los metales líquidos utilizados en la ingeniería de reactores son absorbentes muy débiles de neutrones, lo que permite que los reactores de metales líquidos funcionen con un espectro de neutrones rápido. Un reactor rápido de metal líquido es un reactor de alta densidad de potencia, que no necesita moderador de neutrones .

Las principales diferencias entre los reactores térmicos y rápidos están, por supuesto, en las secciones transversales de neutrones , que exhiben una dependencia energética significativa . Se puede caracterizar por la relación captura-fisión , que es menor en reactores rápidos . También hay una diferencia en el número de neutrones producidos por una fisión , que es mayor en los reactores rápidos que en los reactores térmicos. Estas diferencias muy importantes son causadas principalmente por diferencias en los flujos de neutrones . Por lo tanto, es muy importante conocer la distribución detallada de energía de neutrones en el núcleo de un reactor.

La desventaja de muchos metales líquidos es también su alta actividad química en la interacción con el oxígeno, el agua y los materiales estructurales, que pueden causar el deterioro de la transferencia de calor en la planta bajo ciertas condiciones.

Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR) son los diseños de reactores rápidos más comunes. Utilizan sodio fundido o una aleación eutéctica de sodio-potasio (NaK) como refrigerante del reactor. Los puntos de fusión y ebullición de sodio y NaK son:

• 

  sodio

  • punto de fusión – 97.72 ° C
  • punto de ebullición – 883 ° C
• NaK – mezcla eutéctica
  • punto de fusión – (-12 ° C)
  • punto de ebullición – 785 ° C

El NaK que contiene 40% a 90% de potasio en peso es líquido a temperatura ambiente. La mezcla eutéctica consiste en 77% de potasio y 23% de sodio. El sodio y el NaK no corroen el acero en ningún grado significativo y son compatibles con muchos combustibles nucleares, lo que permite una amplia variedad de materiales estructurales. Sin embargo, debido a que el sodio reacciona violentamente con el agua, los SFR requieren la colocación de un intercambiador de calor intermedio entre el núcleo del reactor y el generador de vapor . Esta tecnología de alta tecnología requiere mucha experiencia, por lo tanto, solo unos pocos países han desarrollado su propio diseño de reactor rápido.

Propiedades de los metales líquidos.

Propiedades de los metales líquidos.

En física, el metal líquido consiste en una aleación con puntos de fusión muy bajos que forman un líquido eutéctico que es líquido a temperatura ambiente. En la ingeniería de reactores, los metales líquidos son aleaciones con bajo punto de fusión que permiten que el refrigerante del reactor sea líquido en el rango operativo de temperaturas (generalmente por encima de la temperatura ambiente).

Los metales líquidos se pueden usar como refrigerantes de reactores porque tienen excelentes propiedades de transferencia de calor y se pueden emplear en sistemas de baja presión, como es el caso de los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR). La característica única de los metales en lo que respecta a su estructura es la presencia de portadores de carga, específicamente electrones libres, lo que les da una alta conductividad eléctrica , alta conductividad térmica . El uso de refrigerantes metálicos líquidos hizo posible proporcionar una alta tasa de transferencia de calor en las centrales eléctricas, así como las temperaturas de las superficies de trabajo de sus construcciones cercanas a la temperatura del refrigerante.

Además, los metales líquidos utilizados en la ingeniería de reactores son absorbentes muy débiles de neutrones, lo que permite que los reactores de metales líquidos funcionen con un espectro de neutrones rápido. Un reactor rápido de metal líquido es un reactor de alta densidad de potencia, que no necesita moderador de neutrones .

Las principales diferencias entre los reactores térmicos y rápidos están, por supuesto, en las secciones transversales de neutrones , que exhiben una dependencia energética significativa . Se puede caracterizar por la relación captura-fisión , que es menor en reactores rápidos . También hay una diferencia en el número de neutrones producidos por una fisión , que es mayor en los reactores rápidos que en los reactores térmicos. Estas diferencias muy importantes son causadas principalmente por diferencias en los flujos de neutrones . Por lo tanto, es muy importante conocer la distribución detallada de energía de neutrones en el núcleo de un reactor.

La desventaja de muchos metales líquidos es también su alta actividad química en la interacción con el oxígeno, el agua y los materiales estructurales, que pueden causar el deterioro de la transferencia de calor en la planta bajo ciertas condiciones.

Número de Nusselt para reactores de metal líquido

Un reactor refrigerado por metal líquido es un tipo avanzado de reactor nuclear donde el refrigerante primario es un metal líquido.  Los metales líquidos se pueden usar como refrigerantes porque tienen excelentes propiedades de transferencia de calor y se pueden emplear en sistemas de baja presión, como es el caso de los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR). La característica única de los metales en lo que respecta a su estructura es la presencia de portadores de carga, específicamente electrones libres, lo que les da una alta conductividad eléctrica , alta conductividad térmica . Esta conductividad térmica muy alta junto con causas de baja viscosidad, que correlaciones típicas de transferencia de calor (por ejemplo, Dittus-Boelter) No puede ser usado.

Sodio y NaK – Refrigerante del reactor

Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR) son los diseños de reactores rápidos más comunes. Utilizan sodio fundido o una aleación eutéctica de sodio-potasio (NaK) como refrigerante del reactor. Los puntos de fusión y ebullición de sodio y NaK son:

• 

  sodio

  • punto de fusión – 97.72 ° C
  • punto de ebullición – 883 ° C
• NaK – mezcla eutéctica
  • punto de fusión – (-12 ° C)
  • punto de ebullición – 785 ° C

El NaK que contiene 40% a 90% de potasio en peso es líquido a temperatura ambiente. La mezcla eutéctica consiste en 77% de potasio y 23% de sodio. El sodio y el NaK no corroen el acero en ningún grado significativo y son compatibles con muchos combustibles nucleares, lo que permite una amplia variedad de materiales estructurales. Sin embargo, debido a que el sodio reacciona violentamente con el agua, los SFR requieren la colocación de un intercambiador de calor intermedio entre el núcleo del reactor y el generador de vapor . Esta tecnología de alta tecnología requiere mucha experiencia, por lo tanto, solo unos pocos países han desarrollado su propio diseño de reactor rápido.

Plomo y Plomo-Bismuto Eutéctico – Refrigerante del Reactor

El plomo, el plomo-bismuto eutéctico y otros metales también han sido propuestos y ocasionalmente utilizados. El reactor rápido refrigerado por plomo es un diseño de reactor nuclear que presenta un espectro de neutrones rápido y refrigerante eutéctico de plomo fundido o plomo-bismuto . El plomo-bismuto eutéctico o LBE es una aleación eutéctica de plomo (44.5%) y bismuto (55.5%). El plomo fundido o el plomo-bismuto eutéctico pueden usarse como refrigerante primario porque el plomo y el bismuto tienen una baja absorción de neutrones y puntos de fusión relativamente bajos.

Los puntos de fusión y ebullición de la mezcla eutéctica de plomo y bismuto son:

• dirigir
  • punto de fusión – 327.5 ° C
  • punto de ebullición – 1749 ° C
• plomo-bismuto – mezcla eutéctica
  • punto de fusión – 123.5 ° C
  • punto de ebullición – 1670 ° C

En comparación con los refrigerantes metálicos líquidos a base de sodio, como el sodio líquido o NaK, los refrigerantes a base de plomo tienen puntos de ebullición significativamente más altos, lo que significa que un reactor puede funcionar sin riesgo de ebullición del refrigerante a temperaturas mucho más altas. El plomo y el LBE tampoco reaccionan fácilmente con agua o aire, en contraste con el sodio y el NaK que se encienden espontáneamente en el aire y reaccionan explosivamente con el agua. Debido a su densidad y alto número atómico, el plomo y el bismuto también son un excelente escudo contra la radiación gamma , al tiempo que son prácticamente transparentes para los neutrones.

Por otro lado, el plomo y el refrigerante LBE son más corrosivos para el acero que el sodio o la aleación eutéctica de NaK. Esto y la muy alta densidad de plomo pone un límite superior en la velocidad del flujo de refrigerante a través del reactor debido a consideraciones de seguridad. Además, los puntos de fusión más altos de plomo y LBE (327 ° C y 123.5 ° C respectivamente) pueden significar que la solidificación del refrigerante puede ser un problema mayor cuando el reactor funciona a temperaturas más bajas.

Número de Nusselt para reactores de metal líquido

Un reactor refrigerado por metal líquido es un tipo avanzado de reactor nuclear donde el refrigerante primario es un metal líquido.  Los metales líquidos se pueden usar como refrigerantes porque tienen excelentes propiedades de transferencia de calor y se pueden emplear en sistemas de baja presión, como es el caso de los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR). La característica única de los metales en lo que respecta a su estructura es la presencia de portadores de carga, específicamente electrones libres, lo que les da una alta conductividad eléctrica , alta conductividad térmica . Esta conductividad térmica muy alta junto con causas de baja viscosidad, que correlaciones típicas de transferencia de calor (por ejemplo, Dittus-Boelter) No puede ser usado.

Sodio y NaK – Refrigerante del reactor

Los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR) son los diseños de reactores rápidos más comunes. Utilizan sodio fundido o una aleación eutéctica de sodio-potasio (NaK) como refrigerante del reactor. Los puntos de fusión y ebullición de sodio y NaK son:

• 

  sodio

  • punto de fusión – 97.72 ° C
  • punto de ebullición – 883 ° C
• NaK – mezcla eutéctica
  • punto de fusión – (-12 ° C)
  • punto de ebullición – 785 ° C

El NaK que contiene 40% a 90% de potasio en peso es líquido a temperatura ambiente. La mezcla eutéctica consiste en 77% de potasio y 23% de sodio. El sodio y el NaK no corroen el acero en ningún grado significativo y son compatibles con muchos combustibles nucleares, lo que permite una amplia variedad de materiales estructurales. Sin embargo, debido a que el sodio reacciona violentamente con el agua, los SFR requieren la colocación de un intercambiador de calor intermedio entre el núcleo del reactor y el generador de vapor . Esta tecnología de alta tecnología requiere mucha experiencia, por lo tanto, solo unos pocos países han desarrollado su propio diseño de reactor rápido.

Plomo y Plomo-Bismuto Eutéctico – Refrigerante del Reactor

El plomo, el plomo-bismuto eutéctico y otros metales también han sido propuestos y ocasionalmente utilizados. El reactor rápido refrigerado por plomo es un diseño de reactor nuclear que presenta un espectro de neutrones rápido y refrigerante eutéctico de plomo fundido o plomo-bismuto . El plomo-bismuto eutéctico o LBE es una aleación eutéctica de plomo (44.5%) y bismuto (55.5%). El plomo fundido o el plomo-bismuto eutéctico pueden usarse como refrigerante primario porque el plomo y el bismuto tienen una baja absorción de neutrones y puntos de fusión relativamente bajos.

Los puntos de fusión y ebullición de la mezcla eutéctica de plomo y bismuto son:

• dirigir
  • punto de fusión – 327.5 ° C
  • punto de ebullición – 1749 ° C
• plomo-bismuto – mezcla eutéctica
  • punto de fusión – 123.5 ° C
  • punto de ebullición – 1670 ° C

En comparación con los refrigerantes metálicos líquidos a base de sodio, como el sodio líquido o NaK, los refrigerantes a base de plomo tienen puntos de ebullición significativamente más altos, lo que significa que un reactor puede funcionar sin riesgo de ebullición del refrigerante a temperaturas mucho más altas. El plomo y el LBE tampoco reaccionan fácilmente con agua o aire, en contraste con el sodio y el NaK que se encienden espontáneamente en el aire y reaccionan explosivamente con el agua. Debido a su densidad y alto número atómico, el plomo y el bismuto también son un excelente escudo contra la radiación gamma , al tiempo que son prácticamente transparentes para los neutrones.

Por otro lado, el plomo y el refrigerante LBE son más corrosivos para el acero que el sodio o la aleación eutéctica de NaK. Esto y la muy alta densidad de plomo pone un límite superior en la velocidad del flujo de refrigerante a través del reactor debido a consideraciones de seguridad. Además, los puntos de fusión más altos de plomo y LBE (327 ° C y 123.5 ° C respectivamente) pueden significar que la solidificación del refrigerante puede ser un problema mayor cuando el reactor funciona a temperaturas más bajas.

Número de Nusselt para reactores de metal líquido

Un reactor refrigerado por metal líquido es un tipo avanzado de reactor nuclear donde el refrigerante primario es un metal líquido.  Los metales líquidos se pueden usar como refrigerantes porque tienen excelentes propiedades de transferencia de calor y se pueden emplear en sistemas de baja presión, como es el caso de los reactores rápidos refrigerados por sodio (SFR). La característica única de los metales en lo que respecta a su estructura es la presencia de portadores de carga, específicamente electrones libres, lo que les da una alta conductividad eléctrica , alta conductividad térmica . Esta conductividad térmica muy alta junto con causas de baja viscosidad, que correlaciones típicas de transferencia de calor (por ejemplo, Dittus-Boelter) No puede ser usado.

Ebullición masiva en BWR

En los BWR, la ebullición del refrigerante se produce en el funcionamiento normal y es un fenómeno muy deseado. Las calidades de flujo típicas en núcleos BWR son del orden del 10 al 20%. Un reactor de agua hirviendo se enfría y modera con agua como un PWR, pero a una presión más baja (7MPa), lo que permite que el agua hierva dentro del recipiente a presión produciendo el vapor que hace funcionar las turbinas. Por lo tanto, la evaporación ocurre directamente en los canales de combustible. Por lo tanto, los BWR son el mejor ejemplo para esta área, porque la evaporación del refrigerante ocurre en la operación normal y es un fenómeno muy deseado.

En los BWR existe un fenómeno que es de la mayor importancia en la seguridad del reactor . Este fenómeno se conoce como el “secado” y está directamente asociado con cambios en el patrón de flujo durante la evaporación en la región de alta calidad. En condiciones normales, la superficie del combustible se enfría de manera efectiva por medio del refrigerante hirviendo. Sin embargo, cuando el flujo de calor excede un valor crítico (CHF – flujo de calor crítico), el patrón de flujo puede alcanzar las condiciones de secado (desaparece la película delgada de líquido). La transferencia de calor desde la superficie del combustible al refrigerante se deteriora, con el resultado de un aumento drástico de la temperatura de la superficie del combustible .

Ebullición masiva en PWR

Para los PWR en funcionamiento normal, hay un agua líquida comprimida dentro del núcleo del reactor, bucles y generadores de vapor. La presión se mantiene a aproximadamente 16MPa . A esta presión, el agua hierve a aproximadamente 350 ° C (662 ° F), lo que da un margen de subenfriamiento (la diferencia entre la temperatura del presurizador y la temperatura de salida del refrigerante en el núcleo del reactor) de 30 ° C. Cabe destacar que este margen de subenfriamiento se refiere a la temperatura a granel, ya que la ebullición a granel está prohibida en cualquier caso.

El margen de subenfriamiento es un parámetro de seguridad muy importante de los PWR, ya que debe excluirse la ebullición en masa en el núcleo del reactor. El diseño básico del  reactor de agua a presión  incluye el requisito de que el refrigerante (agua) en el sistema de refrigeración del reactor no debe hervir. Para lograr esto, el refrigerante en el sistema de refrigeración del reactor se mantiene a una presión suficientemente alta que no se produce la ebullición a las temperaturas del refrigerante experimentadas mientras la planta está funcionando o en un transitorio analizado.

Como se calculó en el ejemplo , la temperatura de la superficie T _{Zr, 1} = 325 ° C garantiza que ni siquiera se produce una ebullición subenfriada. Tenga en cuenta que, la ebullición subenfriada requiere T _{Zr, 1} = T _sat . Dado que las temperaturas de entrada del agua suelen ser de aproximadamente 290 ° C (554 ° F), es obvio que este ejemplo corresponde a la parte inferior del núcleo. A elevaciones más altas del núcleo, la temperatura aparente puede alcanzar hasta 330 ° C. La diferencia de temperatura de 29 ° C hace que se produzca la ebullición de la superficie subenfriada (330 ° C + 29 ° C> 350 ° C). Por otro lado, la ebullición nucleadaen la superficie altera efectivamente la capa estancada y, por lo tanto, la ebullición de los nucleados aumenta significativamente la capacidad de una superficie para transferir energía térmica al fluido a granel. Como resultado, el coeficiente de transferencia de calor por convección aumenta significativamente y, por lo tanto, a elevaciones más altas, la diferencia de temperatura (T _{Zr, 1} – T a _granel ) disminuye significativamente.

Ebullición nucleada – ebullición de flujo

En ebullición de flujo (o ebullición por convección forzada ), el flujo de fluido se fuerza sobre una superficie por medios externos como una bomba, así como por efectos de flotabilidad. Por lo tanto, la ebullición del flujo siempre va acompañada de otros efectos de convección. Las condiciones dependen en gran medida de la geometría, que puede involucrar flujo externo sobre placas y cilindros calentados o flujo interno (conducto). En los reactores nucleares, la mayoría de los regímenes de ebullición son solo ebullición por convección forzada. La ebullición de flujo también se clasifica como ebullición de flujo externo e interno dependiendo de si el fluido se ve obligado a fluir sobre una superficie calentada o dentro de un canal calentado.

La ebullición de flujo interno es mucho más complicada en su naturaleza que la ebullición de flujo externo porque no hay una superficie libre para que escape el vapor y, por lo tanto, tanto el líquido como el vapor se ven obligados a fluir juntos. El flujo de dos fases en un tubo exhibe diferentes regímenes de ebullición de flujo, dependiendo de las cantidades relativas del líquido y las fases de vapor. Por lo tanto, la ebullición por convección forzada interna se conoce comúnmente como flujo de dos fases .

Correlaciones de ebullición nucleada – flujo de ebullición

Correlación de McAdams

En la ebullición de nucleato completamente desarrollada con refrigerante saturado, la temperatura de la pared está determinada por el flujo de calor local y la presión, y solo depende ligeramente del número de Reynolds . Para agua subenfriada a presiones absolutas entre 0.1 – 0.6 MPa, la correlación de McAdams proporciona:

Correlación de Thom

La correlación de Thom es para el flujo de ebullición (subenfriado o saturado a presiones de hasta aproximadamente 20 MPa) en condiciones en las que la contribución de ebullición nucleada predomina sobre la convección forzada. Esta correlación es útil para una estimación aproximada de la diferencia de temperatura esperada dado el flujo de calor:

La correlación de Chen

En 1963, Chen propuso la primera correlación de ebullición de flujo para la evaporación en tubos verticales para lograr un uso generalizado. La correlación de Chen incluye tanto los coeficientes de transferencia de calor debido a la ebullición de nucleados como los mecanismos convectivos forzados.. Debe notarse que, a fracciones de vapor más altas, el coeficiente de transferencia de calor varía fuertemente con la velocidad de flujo. La velocidad de flujo en un núcleo puede ser muy alta y causar turbulencias muy altas. Este mecanismo de transferencia de calor se ha denominado “evaporación por convección forzada”. No se han establecido criterios adecuados para determinar la transición de la ebullición de nucleados a la vaporización por convección forzada. Sin embargo, Chen ha desarrollado una correlación única que es válida tanto para la ebullición nucleada como para la vaporización por convección forzada para condiciones de ebullición saturada y se ha ampliado para incluir la ebullición subenfriada por otros. Chen propuso una correlación donde el coeficiente de transferencia de calor es la suma de un componente de convección forzada y un núcleo de ebullicióncomponente. Cabe señalar que la correlación de ebullición de la agrupación de nucleados de Forster y Zuber (1955) se utiliza para calcular el coeficiente de transferencia de calor de ebullición de nucleados, h _FZ y la correlación de flujo turbulento de Dittus-Boelter (1930) se utiliza para calcular la fase líquida coeficiente de transferencia de calor por convección, h _l .

El factor de supresión de ebullición nucleada, S, es la relación entre el sobrecalentamiento efectivo y el sobrecalentamiento de la pared. Representa la disminución de la transferencia de calor de ebullición porque el recalentamiento efectivo a través de la capa límite es menor que el recalentamiento basado en la temperatura de la pared. El multiplicador de dos fases, F, es una función del parámetro de Martinelli χ _tt .

Ebullición subenfriada en PWR

Aunque los primeros diseños de núcleos suponían que  no se podía permitir la ebullición de la superficie subenfriada en los PWR , esta suposición se rechazó pronto y la transferencia de calor en dos fases ahora es uno de los mecanismos de transferencia de calor de operación normal también en los PWR. Para los PWR en funcionamiento normal, hay un agua líquida comprimida dentro del núcleo del reactor, bucles y generadores de vapor. La presión se mantiene a aproximadamente 16MPa . A esta presión, el agua hierve a aproximadamente 350 ° C(662 ° F), que proporciona un margen de subenfriamiento (la diferencia entre la temperatura del presurizador y la temperatura de salida del refrigerante en el núcleo del reactor) de 30 ° C. Cabe destacar que este margen de subenfriamiento se refiere a la temperatura a granel, ya que la ebullición a granel está prohibida en cualquier caso.

El margen de subenfriamiento es un parámetro de seguridad muy importante de los PWR, ya que debe excluirse la ebullición en masa en el núcleo del reactor. El diseño básico del  reactor de agua a presión  incluye el requisito de que el refrigerante (agua) en el sistema de refrigeración del reactor no debe hervir. Para lograr esto, el refrigerante en el sistema de refrigeración del reactor se mantiene a una presión suficientemente alta que no se produce la ebullición a las temperaturas del refrigerante experimentadas mientras la planta está funcionando o en un transitorio analizado.

Como se calculó en el ejemplo , la temperatura de la superficie T _{Zr, 1} = 325 ° C garantiza que ni siquiera se produce una ebullición subenfriada. Tenga en cuenta que, la ebullición subenfriada requiere T _{Zr, 1} = T _sat . Dado que las temperaturas de entrada del agua suelen ser de aproximadamente 290 ° C (554 ° F), es obvio que este ejemplo corresponde a la parte inferior del núcleo. A elevaciones más altas del núcleo, la temperatura aparente puede alcanzar hasta 330 ° C. La diferencia de temperatura de 29 ° C hace que se produzca la ebullición de la superficie subenfriada (330 ° C + 29 ° C> 350 ° C). Por otro lado, la ebullición nucleadaen la superficie altera efectivamente la capa estancada y, por lo tanto, la ebullición de los nucleados aumenta significativamente la capacidad de una superficie para transferir energía térmica al fluido a granel. Como resultado, el coeficiente de transferencia de calor por convección aumenta significativamente y, por lo tanto, a elevaciones más altas, la diferencia de temperatura (T _{Zr, 1} – T en _masa ) disminuye significativamente.

En el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación de la ebullición de nucleados ), lo que provoca la formación de una capa de vapor local , lo que provoca una reducción dramática en la capacidad de transferencia de calor. Este fenómeno ocurre en la región subenfriada o de baja calidad. El comportamiento de la crisis de ebullición depende de muchas condiciones de flujo (presión, temperatura, velocidad de flujo), pero la crisis de ebullición ocurre a flujos de calor relativamente altos y parece estar asociada con la nube de burbujas, adyacente a la superficie. Estas burbujas o películas de vapor reducen la cantidad de agua entrante. Dado que este fenómeno deteriora el coeficiente de transferencia de calor y el flujo de calor permanece, el calor se acumulaen la barra de combustible causando un aumento dramático del revestimiento y la temperatura del combustible .

Ebullición nucleada – ebullición de flujo

En la ebullición de flujo (o ebullición por convección forzada ), el flujo de fluido se fuerza sobre una superficie por medios externos como una bomba, así como por efectos de flotabilidad. Por lo tanto, la ebullición del flujo siempre va acompañada de otros efectos de convección. Las condiciones dependen en gran medida de la geometría, que puede involucrar flujo externo sobre placas y cilindros calentados o flujo interno (conducto). En los reactores nucleares, la mayoría de los regímenes de ebullición son solo ebullición por convección forzada. La ebullición de flujo también se clasifica como ebullición de flujo externo e interno dependiendo de si el fluido se ve obligado a fluir sobre una superficie calentada o dentro de un canal calentado.

La ebullición de flujo interno es mucho más complicada en su naturaleza que la ebullición de flujo externo porque no hay una superficie libre para que escape el vapor y, por lo tanto, tanto el líquido como el vapor se ven obligados a fluir juntos. El flujo de dos fases en un tubo exhibe diferentes regímenes de ebullición de flujo, dependiendo de las cantidades relativas del líquido y las fases de vapor. Por lo tanto, la ebullición por convección forzada interna se conoce comúnmente como flujo de dos fases .

Correlaciones de ebullición nucleada – flujo de ebullición

Correlación de McAdams

En la ebullición de nucleato completamente desarrollada con refrigerante saturado, la temperatura de la pared está determinada por el flujo de calor local y la presión, y solo depende ligeramente del número de Reynolds . Para agua subenfriada a presiones absolutas entre 0.1 – 0.6 MPa, la correlación de McAdams proporciona:

Correlación de Thom

La correlación de Thom es para el flujo de ebullición (subenfriado o saturado a presiones de hasta aproximadamente 20 MPa) en condiciones en las que la contribución de ebullición nucleada predomina sobre la convección forzada. Esta correlación es útil para una estimación aproximada de la diferencia de temperatura esperada dado el flujo de calor:

La correlación de Chen

En 1963, Chen propuso la primera correlación de ebullición de flujo para la evaporación en tubos verticales para lograr un uso generalizado. La correlación de Chen incluye tanto los coeficientes de transferencia de calor debido a la ebullición de nucleados como los mecanismos convectivos forzados.. Debe notarse que, a fracciones de vapor más altas, el coeficiente de transferencia de calor varía fuertemente con la velocidad de flujo. La velocidad de flujo en un núcleo puede ser muy alta y causar turbulencias muy altas. Este mecanismo de transferencia de calor se ha denominado “evaporación por convección forzada”. No se han establecido criterios adecuados para determinar la transición de la ebullición de nucleados a la vaporización por convección forzada. Sin embargo, Chen ha desarrollado una correlación única que es válida tanto para la ebullición nucleada como para la vaporización por convección forzada para condiciones de ebullición saturada y se ha ampliado para incluir la ebullición subenfriada por otros. Chen propuso una correlación donde el coeficiente de transferencia de calor es la suma de un componente de convección forzada y un núcleo de ebullicióncomponente. Cabe señalar que la correlación de ebullición de la agrupación de nucleados de Forster y Zuber (1955) se utiliza para calcular el coeficiente de transferencia de calor de ebullición de nucleados, h _FZ y la correlación de flujo turbulento de Dittus-Boelter (1930) se utiliza para calcular la fase líquida coeficiente de transferencia de calor por convección, h _l .

El factor de supresión de ebullición nucleada, S, es la relación entre el sobrecalentamiento efectivo y el sobrecalentamiento de la pared. Representa la disminución de la transferencia de calor de ebullición porque el recalentamiento efectivo a través de la capa límite es menor que el recalentamiento basado en la temperatura de la pared. El multiplicador de dos fases, F, es una función del parámetro de Martinelli χ _tt .

Crisis de ebullición: flujo de calor crítico

Como se escribió, en los reactores nucleares , las limitaciones del flujo de calor local son de la mayor importancia para la seguridad del reactor. Para los reactores de agua a presión y también para los reactores de agua en ebullición , existen fenómenos termohidráulicos, que causan una disminución repentina en la eficiencia de la transferencia de calor (más precisamente en el coeficiente de transferencia de calor ). Estos fenómenos ocurren a cierto valor del flujo de calor, conocido como el ” flujo de calor crítico “. Los fenómenos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.

En ambos tipos de reactores, el problema está más o menos asociado con la salida de la ebullición de los nucleados. El flujo de calor de ebullición nucleado no se puede aumentar indefinidamente. En cierto valor, lo llamamos el ” flujo de calor crítico ” ( CHF ), el vapor producido puede formar una capa aislante sobre la superficie, que a su vez deteriora el coeficiente de transferencia de calor. Inmediatamente después de alcanzar el flujo de calor crítico, la ebullición se vuelve inestable y se produce la ebullición de la película. La transición de ebullición nucleada a ebullición de película se conoce como la ” crisis de ebullición “. Como se escribió, los fenómenos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.

Salida de ebullición nucleada – DNB

En el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación de la ebullición de nucleados ), lo que provoca la formación de una capa de vapor local , lo que provoca una reducción dramática en la capacidad de transferencia de calor. Este fenómeno ocurre en la región subenfriada o de baja calidad. El comportamiento de la crisis de ebullición depende de muchas condiciones de flujo (presión, temperatura, velocidad de flujo), pero la crisis de ebullición ocurre a flujos de calor relativamente altos y parece estar asociada con la nube de burbujas, adyacente a la superficie. Estas burbujas o películas de vapor reducen la cantidad de agua entrante. Dado que este fenómeno deteriora el coeficiente de transferencia de calor y el flujo de calor permanece, el calor se acumulaen la barra de combustible causando un aumento dramático del revestimiento y la temperatura del combustible . Simplemente, se requiere una diferencia de temperatura muy alta para transferir el flujo de calor crítico que se produce desde la superficie de la barra de combustible al refrigerante del reactor (a través de la capa de vapor).

En el caso de los PWR, el flujo crítico es el flujo anular invertido , mientras que en los BWR, el flujo crítico suele ser el flujo anular. La diferencia en el régimen de flujo entre el flujo posterior al secado y el flujo posterior al DNB se representa en la figura. En los PWR en funcionamiento normal, el flujo se considera monofásico. Pero se ha realizado una gran cantidad de estudios sobre la naturaleza del flujo de dos fases en caso de transitorios y accidentes (como el accidente por pérdida de refrigerante – LOCA o disparo de RCP ), que son importantes en la seguridad del reactor y en debe ser probado y declarado en el Informe de Análisis de Seguridad (SAR).

En los reactores de agua a presión, uno de los requisitos clave de seguridad es que no se producirá una desviación del punto de ebullición nucleada (DNB) durante el funcionamiento en estado estable, transitorios operativos normales y sucesos operativos anticipados (AOO). La integridad del revestimiento de combustible se mantendrá si el DNBR mínimo permanece por encima del límite de 95/95 DNBR para PWR (una probabilidad del 95% a un nivel de confianza del 95%). El criterio DNB es uno de los criterios de aceptación en los análisis de seguridad y constituye uno de los límites de seguridad en las especificaciones técnicas.