Salida de ebullición nucleada – DNB
En el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación de la ebullición de los 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 figura muestra la diferencia en el régimen de flujo entre el flujo posterior al secado y el flujo posterior al DNB. 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 de 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 un alejamiento de la ebullición nucleada (DNB) durante la operación en estado estacionario, los transitorios operativos normales y las ocurrencias operativas anticipadas (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.
Una tarea importante del operador de la planta es controlar los parámetros de la planta de modo que se mantenga un margen seguro para DNB (o la distancia desde DNB en la curva de transferencia de calor). Cualquier cambio repentino y grande en los siguientes parámetros / direcciones de la planta disminuirá el margen a DNB:
- Disminución de la presión del refrigerante del reactor.
- Disminución del caudal de refrigerante del reactor
- Aumento de la potencia del reactor.
- Aumento de la temperatura de entrada del refrigerante del reactor.
Por lo tanto, la función de los operadores y el diseño de la planta es evitar un cambio repentino y grande en estos parámetros de la planta.
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.
Flujo de calor crítico para DNB – Correlaciones
Como se escribió, la crisis de ebullición se puede clasificar como desecación (se describirá a continuación DNB) en la región de alta calidad y salida de ebullición nucleada (DNB) en la región subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de –5% a + 5%). Pero el flujo de calor crítico se usa para ambos regímenes.
DNB – Correlación W-3
Una de las correlaciones de diseño más conocidas para predecir la salida de la ebullición nucleada es la correlación W-3 desarrollada en la División de Energía Atómica de Westinghouse por Tong . Es aplicable para flujos subenfriados y de calidad baja a moderada. La correlación W-3 es una función de la entalpía del refrigerante (saturado y de entrada), presión , calidad y flujo de masa del refrigerante:
La correlación W-3 es para el flujo de calor crítico en canales calentados uniformemente. Para tener en cuenta los flujos de calor no uniformes, Tong introdujo el factor de corrección, F.
Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análisis térmico de reactores de agua a presión. Sociedad nuclear de Amer, 3a edición, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.
Factor de pared fría – CWF
Tong, LS y Weisman, Joel también presenta un nuevo factor conocido como el ” factor de pared fría “, que corrige el CHF en un canal que contiene una pared sin calefacción (por ejemplo, un canal adyacente al tubo guía de la barra de control). En estos canales, la película líquida se acumula a lo largo de la pared fría y este fluido no es efectivo para enfriar la superficie calentada y el fluido que enfría la superficie calentada tiene una entalpía más alta que la calculada sin suponer una pared fría. Tenga en cuenta que se supone que la pared fría deteriora la transferencia de calor en comparación con el canal con todos los lados calentados en la misma entalpía de salida a granel .
Tablas de consulta de CHF
Las tablas de búsqueda de CHF se usan ampliamente para la predicción del flujo de calor crítico (CHF). La tabla de consulta de CHF es básicamente un banco de datos normalizado para un tubo vertical de 8 mm refrigerado por agua. La tabla de consulta CHF 2006 se basa en una base de datos que contiene más de 30,000 puntos de datos y cubren los rangos de presión de 0.1–21 Mpa, 0–8000 kg.m –2 .s -1 (el flujo cero se refiere a la ebullición de la piscina condiciones) flujo de masa y –0.5 a 1 calidad de vapor (las cualidades negativas se refieren a condiciones subenfriadas).
Referencia especial: GROENEVELD, DC et al., La tabla de consulta de 2006, Ingeniería y diseño nuclear 237 (2007), 1909-1922.
Salida de la relación de ebullición del nucleado – DNBR
Como se escribió, en el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación del punto de ebullición de los 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. Tenga en cuenta que, incluso para los BWR, que tienen un perfil de potencia axial significativamente más bajo, se debe tener en cuenta el riesgo de DNB.
El DNB ocurre cuando el flujo de calor local alcanza el valor del flujo de calor crítico. Este fenómeno ocurre en la región subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de –5% a + 5%). El comportamiento de este tipo de crisis de ebullición depende de muchas condiciones de flujo (presión, temperatura, velocidad de flujo), ya que el flujo de calor crítico es generalmente una función de la entalpía del refrigerante (saturado y de entrada), presión , calidad y flujo de masa del refrigerante:
Este tipo de crisis de ebullición ocurre con flujos de calor relativamente altos y parece estar asociado 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 acumula en 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.
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. Huelga decir que el establecimiento de una relación mínima de DNB proporciona una limitación importante en el diseño de reactores enfriados por agua. Este fenómeno limita la potencia térmica máxima de cada PWR.
La relación DNB (DNBR: desviación de la relación de ebullición del nucleado) es la medida del margen al flujo de calor crítico. DNBR se define como:
el flujo de calor crítico en una ubicación específica y los parámetros específicos del refrigerante divididos por el flujo de calor local operativo en esa ubicación .
El núcleo del reactor debe estar diseñado para mantener el DNBR más grande que el valor mínimo permitido (conocido como límite de correlación) durante la operación en estado estable, transitorios operativos normales y ocurrencias operativas anticipadas (AOO). Para predecir la salida de la ebullición de los nucleados, la CHF puede determinarse, por ejemplo, utilizando la correlación W-3 desarrollada en la División de Energía Atómica de Westinghouse. Si estas correlaciones fueran perfectas (sin incertidumbres), el criterio sería simple:
El flujo de calor local debe ser menor que el flujo de calor crítico (es decir, DNBR debe ser mayor que uno).
Pero en realidad , ninguna correlación es perfecta y las incertidumbres deben estar involucradas en este cálculo. Estas bandas de incertidumbre o límites de error establecen un valor mínimo aceptable para la relación DNB, que puede ser significativamente mayor que uno como se indica en la figura. Las incertidumbres pueden alcanzar aproximadamente el 20% y, por lo tanto, el DNBR debe ser mayor que, por ejemplo, DNBR lim = 1,2 .
Como se puede ver en la figura, el CHF disminuye significativamente al aumentar la entalpía del refrigerante, por lo tanto, el valor mínimo de DNBR no está necesariamente en el centro del núcleo. La relación mínima de DNB (MDNBR) ocurre en el lugar donde el flujo de calor crítico y el flujo de calor operativo son los más cercanos y generalmente se encuentra en la parte superior del núcleo. Además, en la entrada del canal donde el subenfriamiento del refrigerante es el más alto, esperaríamos que el flujo de calor necesario para causar que el DNB en esta ubicación sea extremadamente alto. Por otro lado, en la salida del canal donde la entalpía del refrigerante es más alta, el flujo de calor necesario para causar DNB debería ser el más bajo.
Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análisis térmico de reactores de agua a presión. Sociedad nuclear de Amer, 3a edición, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.
Transferencia de calor post-DNB
El flujo de calor de ebullición nucleado no se puede aumentar indefinidamente. En algún 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. Esto se debe a que una gran fracción de la superficie está cubierta por una película de vapor, que actúa como un aislamiento térmico debido a la baja conductividad térmica del vapor en relación con la del líquido. Inmediatamente después de alcanzar el flujo de calor crítico, la ebullición se vuelve inestable y se produce la ebullición de transición. La transición de ebullición nucleada a ebullición de película se conoce como la ” crisis de ebullición “. Dado que más allá del punto CHF el coeficiente de transferencia de calor disminuye, la transición a la ebullición de la película suele ser inevitable.
No es necesario un aumento adicional en el flujo de calor para mantener la ebullición de la película. Una película de vapor cubre completamente la superficie. Esto reduce significativamente el coeficiente de convección, ya que la capa de vapor tiene una capacidad de transferencia de calor significativamente menor. Como resultado, el exceso de temperatura se dispara a un valor muy alto. Más allá del punto de Leidenfrost , una película de vapor continua cubre la superficie y no hay contacto entre la fase líquida y la superficie. En esta situación, la transferencia de calor es tanto por radiación como por conducción al vapor. La superficie calentada estabiliza estabiliza su temperatura en el punto E (ver figura). Si el material no es lo suficientemente fuerte como para soportar esta temperatura, el equipo fallará por daños al material.
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