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¿Qué está hirviendo en el reactor nuclear? Definición

Ebullición en Reactor Nuclear. En los BWR, la ebullición del refrigerante ocurre en el funcionamiento normal y es un fenómeno muy deseado. Para los PWR en funcionamiento normal, también puede producirse ebullición de nucleados. Ingenieria termal

Hervir en reactores nucleares

Hervir en BWR

En los BWR, la ebullición del refrigerante ocurre en el funcionamiento normal y es un fenómeno muy deseado. Las calidades de flujo típicas en los 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 .

Hervir en PWR

Aunque los primeros diseños de núcleos suponían que no se podía permitir la ebullición de la superficie 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). 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 son generalmente 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 subenfriada (330 ° C + 29 ° C> 350 ° C). Por otro lado, la ebullición de nucleados en la superficie altera efectivamente la capa estancada y, por lo tanto, la ebullición de 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.

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 .

Saturación en presurizador

Propiedades termodinámicas extensivas versus intensivas
Propiedades extensivas e intensivas del medio en el presurizador.

Un  presuriz

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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: translations@nuclear-power.com o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.