{"id":39650,"date":"2019-09-16T02:57:50","date_gmt":"2019-09-16T01:57:50","guid":{"rendered":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/que-es-la-crisis-de-ebullicion-flujo-de-calor-critico-definicion\/"},"modified":"2020-01-06T09:54:31","modified_gmt":"2020-01-06T08:54:31","slug":"que-es-la-crisis-de-ebullicion-flujo-de-calor-critico-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-la-crisis-de-ebullicion-flujo-de-calor-critico-definicion\/","title":{"rendered":"Qu\u00e9 es la crisis de ebullici\u00f3n &#8211; Flujo de calor cr\u00edtico &#8211; Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\">\n<div class=\"su-quote-inner su-clearfix\">Crisis de ebullici\u00f3n: flujo de calor cr\u00edtico.\u00a0Los cambios din\u00e1micos del r\u00e9gimen de ebullici\u00f3n asociados con exceder el flujo de calor cr\u00edtico se conocen ampliamente como &#8220;crisis de ebullici\u00f3n&#8221;.\u00a0Ingenieria termal<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\"><\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>Crisis hirviendo<\/h2>\n<p>En este cap\u00edtulo, estudiaremos el\u00a0<strong>flujo de ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0en un canal vertical calentado.\u00a0Los reg\u00edmenes de ebullici\u00f3n y la curva de flujo de calor son similares (no iguales) a los de la\u00a0<a title=\"Piscina hirviendo - Curva de ebullici\u00f3n\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/boiling-and-condensation\/pool-boiling-boiling-curve\/\"><strong>ebullici\u00f3n de la piscina<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0El proceso tambi\u00e9n ocurre en modernas calderas de circulaci\u00f3n forzada de alta presi\u00f3n.<\/p>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"alignright size-medium wp-image-20779 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes-208x300.png\" alt=\"Curva de ebullici\u00f3n - Modos de ebullici\u00f3n\" width=\"208\" height=\"300\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes-208x300.png\" \/><\/a>El trabajo pionero sobre la ebullici\u00f3n de la piscina fue realizado en 1934 por\u00a0\u00a0<strong>S. Nukiyama<\/strong>\u00a0, quien utiliz\u00f3 cables de nicromo y platino calentados el\u00e9ctricamente sumergidos en l\u00edquidos en sus experimentos.\u00a0Nukiyama fue el primero en identificar\u00a0\u00a0<strong>diferentes reg\u00edmenes de ebullici\u00f3n de piscinas<\/strong>\u00a0\u00a0utilizando su aparato.\u00a0Se dio cuenta de que la ebullici\u00f3n toma diferentes formas, dependiendo del valor de la temperatura de sobrecalentamiento de la pared\u00a0\u00a0<strong>\u0394T\u00a0<\/strong><strong><sub>sat<\/sub><\/strong>\u00a0\u00a0(conocida tambi\u00e9n como el exceso de temperatura)\u00a0<strong>,\u00a0<\/strong>\u00a0que se define como la diferencia entre la temperatura de la pared, la\u00a0\u00a0<strong><sub>pared<\/sub><\/strong><strong>\u00a0T<\/strong>\u00a0\u00a0y la temperatura de saturaci\u00f3n,\u00a0<strong>\u00a0T\u00a0<sub>sat<\/sub><\/strong>\u00a0.<\/p>\n<p>Se observan cuatro reg\u00edmenes diferentes de ebullici\u00f3n de la ebullici\u00f3n de la piscina (en funci\u00f3n del exceso de temperatura):<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Ebullici\u00f3n por convecci\u00f3n natural\u00a0<\/strong>\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 \u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 \u00a0<strong>\u0394T\u00a0<\/strong><strong><sub>sat<\/sub><\/strong>\u00a0\u00a0&lt;5 \u00b0 C<\/li>\n<li><strong>Nucleato de ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 \u00a0\u00a0\u00a05 \u00b0 C &lt;\u00a0\u00a0<strong>\u0394T\u00a0<\/strong><strong><sub>sat<\/sub><\/strong>\u00a0\u00a0&lt;30 \u00b0 C<\/li>\n<li><strong>Transici\u00f3n Ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 \u00a0\u00a030 \u00b0 C &lt;\u00a0\u00a0<strong>\u0394T\u00a0<\/strong><strong><sub>sat<\/sub><\/strong>\u00a0\u00a0&lt;200 \u00b0 C<\/li>\n<li><strong>Pel\u00edcula en ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0\u00a0 200 \u00b0 C &lt;\u00a0\u00a0<strong>\u0394T\u00a0<\/strong><strong><sub>sat<\/sub><\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p>Estos reg\u00edmenes se ilustran en la\u00a0\u00a0<strong>curva de ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0de la figura, que es un gr\u00e1fico del\u00a0<a title=\"Densidad de flujo de calor - Flujo t\u00e9rmico\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/introduction-to-heat-transfer\/heat-flux-density-thermal-flux\/\">flujo<\/a>\u00a0de\u00a0\u00a0<a title=\"Densidad de flujo de calor - Flujo t\u00e9rmico\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/introduction-to-heat-transfer\/heat-flux-density-thermal-flux\/\">calor\u00a0<\/a>\u00a0frente al exceso de temperatura.\u00a0Aunque la curva de ebullici\u00f3n dada en esta figura es para agua, la forma general de la curva de ebullici\u00f3n sigue siendo la misma para diferentes refrigerantes.\u00a0Tenga en cuenta que la forma espec\u00edfica de la curva depende tambi\u00e9n de los par\u00e1metros del sistema, como la\u00a0\u00a0<a title=\"\u00bfQu\u00e9 es la presi\u00f3n? - F\u00edsica\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/thermodynamics\/thermodynamic-properties\/what-is-pressure-physics\/\">presi\u00f3n<\/a>\u00a0\u00a0y el caudal de refrigerante, pero es pr\u00e1cticamente independiente de la geometr\u00eda de la superficie de calentamiento.\u00a0Para el flujo de ebullici\u00f3n como en el canal de combustible, la curva ser\u00e1 diferente, pero los resultados principales ser\u00e1n similares.<\/p>\n<p><strong>En los\u00a0\u00a0<\/strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/bwr-boiling-water-reactor\/\"><strong>BWR, la<\/strong><\/a>\u00a0\u00a0ebullici\u00f3n del refrigerante ocurre en\u00a0\u00a0<strong>el funcionamiento normal<\/strong>\u00a0\u00a0y es un fen\u00f3meno muy deseado.\u00a0Las\u00a0<strong>\u00a0calidades de flujo<\/strong>\u00a0t\u00edpicas\u00a0\u00a0en los\u00a0\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/bwr-boiling-water-reactor\/\"><strong>n\u00facleos BWR<\/strong><\/a>\u00a0\u00a0son del orden del 10 al 20%.<\/p>\n<p>Aunque los primeros dise\u00f1os de n\u00facleos supon\u00edan que no se pod\u00eda permitir la ebullici\u00f3n de la superficie en los\u00a0\u00a0<a title=\"PWR - Reactor de agua a presi\u00f3n\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\"><strong>PWR<\/strong><\/a>\u00a0, esta suposici\u00f3n se rechaz\u00f3 pronto y la transferencia de calor en dos fases ahora es uno de los mecanismos de transferencia de calor de operaci\u00f3n normal tambi\u00e9n en los PWR.<\/p>\n<p>En ambos dise\u00f1os, el\u00a0\u00a0<strong>flujo de calor de ebullici\u00f3n nucleado<\/strong>\u00a0\u00a0no se puede aumentar indefinidamente.\u00a0En cierto valor, lo llamamos el &#8221;\u00a0<strong>flujo de calor cr\u00edtico<\/strong>\u00a0&#8221; (\u00a0<strong>CHF<\/strong>\u00a0), el vapor producido puede formar una capa aislante sobre la superficie, que a su vez deteriora el coeficiente de transferencia de calor.\u00a0Los cambios din\u00e1micos del r\u00e9gimen de ebullici\u00f3n asociados con exceder el flujo de calor cr\u00edtico se conocen ampliamente como &#8220;crisis de ebullici\u00f3n&#8221;.<\/p>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<p>La\u00a0\u00a0<strong>crisis de ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0se puede clasificar como:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>secado<\/strong>\u00a0\u00a0(se describir\u00e1 a continuaci\u00f3n DNB) en la regi\u00f3n de alta calidad<\/li>\n<li><strong>salida de la ebullici\u00f3n nucleada (DNB)<\/strong>\u00a0\u00a0en la regi\u00f3n subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de \u20135% a + 5%).<\/li>\n<\/ul>\n<p>Pero el\u00a0\u00a0<strong>flujo de calor cr\u00edtico<\/strong>\u00a0\u00a0se usa para ambos reg\u00edmenes.<\/p>\n<p>Tenga en cuenta que el fen\u00f3meno opuesto al DNB se conoce como\u00a0<strong>retorno a la ebullici\u00f3n nucleada (RNB)<\/strong>\u00a0y ocurre en el punto D, que se conoce como el\u00a0<a title=\"Efecto Leidenfrost - Punto Leidenfrost\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/boiling-and-condensation\/leidenfrost-effect-leidenfrost-point\/\">punto de Leidenfrost<\/a>\u00a0.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>Flujo de calor cr\u00edtico<\/h2>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Dryout-DNB-min.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"alignright size-medium wp-image-14862 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Dryout-DNB-min-225x300.png\" alt=\"Dryout vs. DNB\" width=\"225\" height=\"300\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Dryout-DNB-min-225x300.png\" \/><\/a>Como se escribi\u00f3, en\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/\">los reactores nucleares<\/a>\u00a0, las limitaciones del\u00a0<strong>flujo de calor local<\/strong>\u00a0son de la mayor importancia para la seguridad del reactor.\u00a0Para los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\">reactores de agua a presi\u00f3n<\/a>\u00a0y tambi\u00e9n para\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/bwr-boiling-water-reactor\/\">los reactores de agua en ebullici\u00f3n<\/a>\u00a0, existen fen\u00f3menos termohidr\u00e1ulicos, que causan una disminuci\u00f3n repentina en la\u00a0<strong>eficiencia de la transferencia de calor<\/strong>\u00a0(m\u00e1s precisamente en el\u00a0<strong>coeficiente de transferencia de calor<\/strong>\u00a0).\u00a0Estos fen\u00f3menos ocurren a cierto valor del flujo de calor, conocido como el &#8221;\u00a0<strong>flujo de calor cr\u00edtico<\/strong>\u00a0&#8220;.\u00a0Los fen\u00f3menos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.<\/p>\n<p>En ambos tipos de reactores, el problema est\u00e1 m\u00e1s o menos asociado con la salida de la ebullici\u00f3n de los nucleados.\u00a0El flujo de calor de ebullici\u00f3n nucleado no se puede aumentar indefinidamente.\u00a0En cierto valor, lo llamamos el &#8221;\u00a0<strong>flujo de calor cr\u00edtico<\/strong>\u00a0&#8221; (\u00a0<strong>CHF<\/strong>\u00a0), el vapor producido puede formar una capa aislante sobre la superficie, que a su vez deteriora el coeficiente de transferencia de calor.\u00a0Inmediatamente despu\u00e9s de alcanzar el flujo de calor cr\u00edtico, la ebullici\u00f3n se vuelve inestable y se produce la ebullici\u00f3n de la pel\u00edcula.\u00a0La transici\u00f3n de ebullici\u00f3n nucleada a ebullici\u00f3n de pel\u00edcula se conoce como la &#8221;\u00a0<strong>crisis de ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0&#8220;.\u00a0Como se escribi\u00f3, los fen\u00f3menos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>Salida de ebullici\u00f3n nucleada &#8211; DNB<\/h2>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-Departure-from-Nucleate-Boiling-Ratio.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"alignright size-medium wp-image-20775 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-Departure-from-Nucleate-Boiling-Ratio-289x300.png\" alt=\"DNBR - Salida de la relaci\u00f3n de ebullici\u00f3n de nucleado\" width=\"289\" height=\"300\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-Departure-from-Nucleate-Boiling-Ratio-289x300.png\" \/><\/a>En el caso de los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\">PWR<\/a>\u00a0, el problema cr\u00edtico de seguridad se denomina\u00a0<strong>DNB<\/strong>\u00a0(\u00a0<strong>desviaci\u00f3n de la ebullici\u00f3n de nucleados<\/strong>\u00a0), lo que provoca la formaci\u00f3n de una\u00a0<strong>capa de vapor local<\/strong>\u00a0, lo que provoca una reducci\u00f3n dram\u00e1tica en la capacidad de transferencia de calor.\u00a0Este fen\u00f3meno ocurre en la regi\u00f3n subenfriada o de baja calidad.\u00a0El comportamiento de la crisis de ebullici\u00f3n depende de muchas condiciones de flujo (presi\u00f3n, temperatura, velocidad de flujo), pero la crisis de ebullici\u00f3n ocurre a flujos de calor relativamente altos y parece estar asociada con la nube de burbujas, adyacente a la superficie.\u00a0Estas burbujas o pel\u00edculas de vapor reducen la cantidad de agua entrante.\u00a0Dado que este fen\u00f3meno deteriora el coeficiente de transferencia de calor y el flujo de calor permanece, el calor se\u00a0<strong>acumula<\/strong>en la barra de combustible causando\u00a0<strong>un aumento dram\u00e1tico<\/strong>\u00a0del revestimiento y la\u00a0<strong>temperatura del<\/strong>\u00a0combustible\u00a0.\u00a0Simplemente, se requiere una diferencia de temperatura muy alta para transferir el flujo de calor cr\u00edtico que se produce desde la superficie de la barra de combustible al refrigerante del reactor (a trav\u00e9s de la capa de vapor).<\/p>\n<p>En el caso de los PWR, el flujo cr\u00edtico es el flujo\u00a0<strong>anular invertido<\/strong>\u00a0, mientras que en los BWR, el flujo cr\u00edtico suele ser el flujo anular.\u00a0La diferencia en el r\u00e9gimen de flujo entre el flujo posterior al secado y el flujo posterior al DNB se representa en la figura.\u00a0En los\u00a0<strong>PWR<\/strong>\u00a0en\u00a0<strong>funcionamiento normal,<\/strong>\u00a0el flujo se considera monof\u00e1sico.\u00a0Pero se ha realizado una gran cantidad de estudios sobre la naturaleza del\u00a0<strong>flujo<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>dos fases<\/strong>\u00a0en caso de\u00a0<strong>transitorios y accidentes<\/strong>\u00a0(como el\u00a0<strong>accidente<\/strong>\u00a0por\u00a0<strong>p\u00e9rdida de refrigerante &#8211; LOCA o disparo de RCP<\/strong>\u00a0), que son importantes en la seguridad del reactor y en debe ser probado y declarado en el\u00a0<strong>Informe de An\u00e1lisis de Seguridad<\/strong>\u00a0(SAR).<\/p>\n<p>En los reactores de agua a presi\u00f3n, uno de los requisitos clave de seguridad es que no se producir\u00e1 una desviaci\u00f3n del punto de ebullici\u00f3n nucleada (DNB) durante el funcionamiento en estado estable, transitorios operativos normales y sucesos operativos anticipados (AOO).\u00a0La integridad del revestimiento de combustible se mantendr\u00e1 si el DNBR m\u00ednimo permanece por encima del l\u00edmite de 95\/95 DNBR para PWR (una probabilidad del 95% a un nivel de confianza del 95%).\u00a0El criterio DNB es uno de los criterios de aceptaci\u00f3n en los an\u00e1lisis de seguridad y constituye uno de los l\u00edmites de seguridad en las especificaciones t\u00e9cnicas.<\/p>\n<p>Una tarea importante del operador de la planta es controlar los par\u00e1metros de la planta de modo que\u00a0se mantenga\u00a0un\u00a0<strong>margen seguro para DNB<\/strong>\u00a0(o la distancia desde DNB en la curva de transferencia de calor).\u00a0Cualquier cambio repentino y grande en los siguientes par\u00e1metros \/ direcciones de la planta disminuir\u00e1 el margen a DNB:<\/p>\n<ul>\n<li><strong>Disminuci\u00f3n de la presi\u00f3n del refrigerante del reactor.<\/strong><\/li>\n<li><strong>Disminuci\u00f3n del caudal de refrigerante del reactor<\/strong><\/li>\n<li><strong>Aumento de la potencia del reactor.<\/strong><\/li>\n<li><strong>Aumento de la temperatura de entrada del refrigerante del reactor.<\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p>Por lo tanto, la funci\u00f3n de los operadores y el dise\u00f1o de la planta es evitar un cambio repentino y grande en estos par\u00e1metros de la planta.<\/p>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<h2>Flujo de calor cr\u00edtico para DNB &#8211; Correlaciones<\/h2>\n<p>Como se escribi\u00f3, la\u00a0<strong>crisis de ebullici\u00f3n<\/strong>\u00a0se puede clasificar como\u00a0<strong>desecaci\u00f3n<\/strong>\u00a0(se describir\u00e1 a continuaci\u00f3n DNB) en la regi\u00f3n de alta calidad y\u00a0<strong>salida de ebullici\u00f3n nucleada (DNB)<\/strong>\u00a0en la regi\u00f3n subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de \u20135% a + 5%).\u00a0Pero el\u00a0<strong>flujo de calor cr\u00edtico<\/strong>\u00a0se usa para ambos reg\u00edmenes.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>DNB &#8211; Correlaci\u00f3n W-3<\/h2>\n<p>Una de las correlaciones de dise\u00f1o m\u00e1s conocidas para predecir la\u00a0<strong>salida de la ebullici\u00f3n nucleada<\/strong>\u00a0es la\u00a0<strong>correlaci\u00f3n W-3<\/strong>\u00a0desarrollada en la\u00a0<strong>Divisi\u00f3n de Energ\u00eda At\u00f3mica de Westinghouse por Tong<\/strong>\u00a0.\u00a0Es aplicable para flujos subenfriados y de calidad baja a moderada. La\u00a0<strong>correlaci\u00f3n W-3<\/strong>\u00a0es una funci\u00f3n de la\u00a0<a title=\"\u00bfQu\u00e9 es la entalp\u00eda?\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/thermodynamics\/what-is-energy-physics\/what-is-enthalpy\/\">entalp\u00eda<\/a>\u00a0del refrigerante\u00a0(saturado y de entrada),\u00a0<a title=\"\u00bfQu\u00e9 es la presi\u00f3n? - F\u00edsica\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/thermodynamics\/thermodynamic-properties\/what-is-pressure-physics\/\">presi\u00f3n<\/a>\u00a0,\u00a0<a title=\"Calidad de vapor - Fracci\u00f3n de sequedad\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-nuclear-engineering\/properties-steam-what-is-steam\/vapor-quality-dryness-fraction\/\">calidad<\/a>\u00a0y flujo de masa del refrigerante:<\/p>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/CHF-Critical-Heat-Flux-Correlation.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"aligncenter size-full wp-image-20791 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/CHF-Critical-Heat-Flux-Correlation.png\" alt=\"CHF - Flujo de calor cr\u00edtico - Correlaci\u00f3n\" width=\"489\" height=\"46\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/CHF-Critical-Heat-Flux-Correlation.png\" \/><\/a><\/p>\n<p>La correlaci\u00f3n W-3 es para el flujo de calor cr\u00edtico en canales calentados uniformemente.\u00a0Para tener en cuenta los flujos de calor no uniformes, Tong introdujo el factor de correcci\u00f3n, F.<\/p>\n<p>Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel.\u00a0An\u00e1lisis t\u00e9rmico de reactores de agua a presi\u00f3n.\u00a0Sociedad nuclear de Amer, 3a edici\u00f3n, 5\/1996.\u00a0ISBN-13: 978-0894480386.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>Factor de pared fr\u00eda &#8211; CWF<\/h2>\n<p>Tong, LS y Weisman, Joel tambi\u00e9n presenta un nuevo factor conocido como el &#8221;\u00a0<strong>factor de pared fr\u00eda<\/strong>\u00a0&#8220;, que corrige el CHF en un canal que contiene una pared sin calefacci\u00f3n (por ejemplo, un canal adyacente al tubo gu\u00eda de la barra de control).\u00a0En estos canales, la pel\u00edcula l\u00edquida se acumula a lo largo de la pared fr\u00eda y este fluido no es efectivo para enfriar la superficie calentada y el fluido que enfr\u00eda la superficie calentada tiene una entalp\u00eda m\u00e1s alta que la calculada sin suponer una pared fr\u00eda.\u00a0Tenga en cuenta que se supone que la pared fr\u00eda deteriora la transferencia de calor en comparaci\u00f3n con el canal con todos los lados calentados en la\u00a0<strong>misma entalp\u00eda de salida a granel<\/strong>\u00a0.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>Tablas de consulta de CHF<\/h2>\n<p><strong>Las tablas de b\u00fasqueda de CHF<\/strong>\u00a0se usan ampliamente para la predicci\u00f3n del flujo de calor cr\u00edtico (CHF).\u00a0La tabla de consulta de CHF es b\u00e1sicamente un banco de datos normalizado para un tubo vertical de 8 mm refrigerado por agua.\u00a0La tabla de consulta CHF 2006 se basa en una base de datos que contiene m\u00e1s de 30,000 puntos de datos y cubren los rangos de presi\u00f3n de 0.1\u201321 Mpa, 0\u20138000 kg.m\u00a0<sup>\u20132<\/sup>\u00a0.s\u00a0<sup>-1<\/sup>\u00a0(el flujo cero se refiere a la ebullici\u00f3n de la piscina condiciones) flujo de masa y \u20130.5 a 1 calidad de vapor (las cualidades negativas se refieren a condiciones subenfriadas).<\/p>\n<p>Referencia especial: GROENEVELD, DC et al., La tabla de consulta de 2006, Ingenier\u00eda y dise\u00f1o nuclear 237 (2007), 1909-1922.<\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2>Salida de la relaci\u00f3n de ebullici\u00f3n del nucleado &#8211; DNBR<\/h2>\n<p>Como se escribi\u00f3, en el caso de los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\">PWR<\/a>\u00a0, el problema cr\u00edtico de seguridad se denomina\u00a0<strong>DNB<\/strong>\u00a0(\u00a0<strong>desviaci\u00f3n del punto de ebullici\u00f3n de los nucleados<\/strong>\u00a0), lo que provoca la formaci\u00f3n de una\u00a0<strong>capa de vapor local<\/strong>\u00a0, lo que provoca una reducci\u00f3n dram\u00e1tica en la capacidad de transferencia de calor.\u00a0Tenga en cuenta que, incluso para los BWR, que tienen un perfil de potencia axial significativamente m\u00e1s bajo, se debe tener en cuenta el riesgo de DNB.<\/p>\n<p>El DNB ocurre cuando el flujo de calor local alcanza el valor del flujo de calor cr\u00edtico.\u00a0Este fen\u00f3meno ocurre en la regi\u00f3n subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de \u20135% a + 5%).\u00a0El comportamiento de este tipo de crisis de ebullici\u00f3n depende de muchas condiciones de flujo (presi\u00f3n, temperatura, velocidad de flujo), ya que el flujo de calor cr\u00edtico es generalmente una funci\u00f3n de la\u00a0<a title=\"\u00bfQu\u00e9 es la entalp\u00eda?\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/thermodynamics\/what-is-energy-physics\/what-is-enthalpy\/\">entalp\u00eda<\/a>\u00a0del refrigerante\u00a0\u00a0\u00a0(saturado y de entrada),\u00a0\u00a0<a title=\"\u00bfQu\u00e9 es la presi\u00f3n? - F\u00edsica\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/thermodynamics\/thermodynamic-properties\/what-is-pressure-physics\/\">presi\u00f3n<\/a>\u00a0,\u00a0\u00a0<a title=\"Calidad de vapor - Fracci\u00f3n de sequedad\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-nuclear-engineering\/properties-steam-what-is-steam\/vapor-quality-dryness-fraction\/\">calidad<\/a>\u00a0\u00a0y flujo de masa del refrigerante:<\/p>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/CHF-Critical-Heat-Flux-Correlation.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"aligncenter size-full wp-image-20791 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/CHF-Critical-Heat-Flux-Correlation.png\" alt=\"CHF - Flujo de calor cr\u00edtico - Correlaci\u00f3n\" width=\"489\" height=\"46\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/CHF-Critical-Heat-Flux-Correlation.png\" \/><\/a><\/p>\n<p>Este tipo de crisis de ebullici\u00f3n ocurre con flujos de calor relativamente altos y parece estar asociado con la nube de burbujas, adyacente a la superficie.\u00a0Estas burbujas o pel\u00edculas de vapor reducen la cantidad de agua entrante.\u00a0Dado que este fen\u00f3meno deteriora el coeficiente de transferencia de calor y el flujo de calor permanece, el calor se\u00a0<strong>acumula<\/strong>\u00a0en la barra de combustible causando\u00a0<strong>un aumento dram\u00e1tico<\/strong>\u00a0del revestimiento y la\u00a0<strong>temperatura del<\/strong>\u00a0combustible\u00a0.\u00a0Simplemente, se requiere una diferencia de temperatura muy alta para transferir el flujo de calor cr\u00edtico que se produce desde la superficie de la barra de combustible al refrigerante del reactor (a trav\u00e9s de la capa de vapor).\u00a0En el caso de los PWR, el flujo cr\u00edtico es el flujo\u00a0<strong>anular invertido<\/strong>\u00a0, mientras que en los BWR, el flujo cr\u00edtico suele ser el flujo anular.<\/p>\n<p>En los reactores de agua a presi\u00f3n, uno de los requisitos clave de seguridad es que no se producir\u00e1 una desviaci\u00f3n del punto de ebullici\u00f3n nucleada (DNB) durante el funcionamiento en estado estable, transitorios operativos normales y sucesos operativos anticipados (AOO).\u00a0La integridad del revestimiento de combustible se mantendr\u00e1 si el\u00a0<strong>DNBR<\/strong>\u00a0m\u00ednimo\u00a0<strong>permanece por encima<\/strong>\u00a0del\u00a0<strong>l\u00edmite<\/strong>\u00a0de\u00a095\/95\u00a0<strong>DNBR<\/strong>\u00a0para PWR (una probabilidad del 95% a un nivel de confianza del 95%).\u00a0El criterio DNB es uno de los criterios de aceptaci\u00f3n en los an\u00e1lisis de seguridad y constituye uno de los l\u00edmites de seguridad en las especificaciones t\u00e9cnicas.\u00a0Huelga decir que el establecimiento de una relaci\u00f3n m\u00ednima de DNB proporciona una limitaci\u00f3n importante en el dise\u00f1o de reactores enfriados por agua.\u00a0Este fen\u00f3meno limita la potencia t\u00e9rmica m\u00e1xima de cada PWR.<\/p>\n<p><strong>La relaci\u00f3n DNB (DNBR: desviaci\u00f3n de la relaci\u00f3n de ebullici\u00f3n del nucleado)<\/strong>\u00a0es la medida del margen al flujo de calor cr\u00edtico.\u00a0DNBR se define como:<\/p>\n<p><em>el flujo de calor cr\u00edtico en una ubicaci\u00f3n espec\u00edfica y los par\u00e1metros espec\u00edficos del refrigerante divididos por el flujo de calor local operativo en esa ubicaci\u00f3n<\/em>\u00a0.<\/p>\n<p><em><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-definition.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"aligncenter size-full wp-image-20792 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-definition.png\" alt=\"DNBR - definici\u00f3n\" width=\"242\" height=\"82\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-definition.png\" \/><\/a><\/em><\/p>\n<p>El n\u00facleo del reactor debe estar dise\u00f1ado para mantener el DNBR m\u00e1s grande que el valor m\u00ednimo permitido (conocido como l\u00edmite de correlaci\u00f3n) durante la operaci\u00f3n en estado estable, transitorios operativos normales y ocurrencias operativas anticipadas (AOO).\u00a0Para predecir la salida de la ebullici\u00f3n de los nucleados, la CHF puede determinarse, por ejemplo, utilizando la correlaci\u00f3n W-3 desarrollada en la Divisi\u00f3n de Energ\u00eda At\u00f3mica de Westinghouse.\u00a0Si estas correlaciones fueran perfectas (sin incertidumbres), el criterio ser\u00eda simple:<\/p>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-criterion.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"aligncenter size-full wp-image-20793 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-criterion.png\" alt=\"DNBR - criterio\" width=\"278\" height=\"74\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-criterion.png\" \/><\/a><\/p>\n<p><em>El flujo de calor local debe ser menor que el flujo de calor cr\u00edtico (es decir, DNBR debe ser mayor que uno).<\/em><\/p>\n<p><strong><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-Departure-from-Nucleate-Boiling-Ratio.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"alignright size-medium wp-image-20775 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-Departure-from-Nucleate-Boiling-Ratio-289x300.png\" alt=\"DNBR - Salida de la relaci\u00f3n de ebullici\u00f3n de nucleado\" width=\"289\" height=\"300\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/DNBR-Departure-from-Nucleate-Boiling-Ratio-289x300.png\" \/><\/a>Pero en realidad<\/strong>\u00a0, ninguna correlaci\u00f3n es perfecta y las incertidumbres deben estar involucradas en este c\u00e1lculo.\u00a0Estas bandas de incertidumbre o l\u00edmites de error establecen un valor m\u00ednimo aceptable para la relaci\u00f3n DNB, que puede ser significativamente mayor que uno como se indica en la figura.\u00a0Las incertidumbres pueden alcanzar aproximadamente el 20% y, por lo tanto, el DNBR debe ser mayor que, por ejemplo,\u00a0<strong>DNBR\u00a0<sub>lim<\/sub>\u00a0= 1,2<\/strong>\u00a0.<\/p>\n<p>Como se puede ver en la figura, el CHF disminuye significativamente al aumentar la entalp\u00eda del refrigerante, por lo tanto, el valor m\u00ednimo de DNBR no est\u00e1 necesariamente en el centro del n\u00facleo.\u00a0La relaci\u00f3n m\u00ednima de DNB (MDNBR) ocurre en el lugar donde el flujo de calor cr\u00edtico y el flujo de calor operativo son los m\u00e1s cercanos y generalmente se encuentra en la parte superior del n\u00facleo.\u00a0Adem\u00e1s, en la entrada del canal donde el subenfriamiento del refrigerante es el m\u00e1s alto, esperar\u00edamos que el flujo de calor necesario para causar que el DNB en esta ubicaci\u00f3n sea extremadamente alto.\u00a0Por otro lado, en la salida del canal donde la entalp\u00eda del refrigerante es m\u00e1s alta, el flujo de calor necesario para causar DNB deber\u00eda ser el m\u00e1s bajo.<\/p>\n<p>Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel.\u00a0An\u00e1lisis t\u00e9rmico de reactores de agua a presi\u00f3n.\u00a0Sociedad nuclear de Amer, 3a edici\u00f3n, 5\/1996.\u00a0ISBN-13: 978-0894480386.<\/p>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/critical-heat-flux-vs-local-heat-flux.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"aligncenter size-full wp-image-20776 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/critical-heat-flux-vs-local-heat-flux.png\" alt=\"flujo de calor cr\u00edtico vs flujo de calor local\" width=\"582\" height=\"622\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/critical-heat-flux-vs-local-heat-flux.png\" \/><\/a><\/p>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<h2><span>Transferencia de calor post-DNB<\/span><\/h2>\n<p><span>El flujo de calor de ebullici\u00f3n nucleado no se puede aumentar indefinidamente.\u00a0En alg\u00fan valor, lo llamamos el &#8221;\u00a0<\/span><strong><span>flujo de calor cr\u00edtico<\/span><\/strong><span>\u00a0&#8221; (\u00a0<\/span><strong><span>CHF<\/span><\/strong><span>\u00a0), el vapor producido puede formar una capa aislante sobre la superficie, que a su vez deteriora el coeficiente de transferencia de calor.\u00a0Esto se debe a que una gran fracci\u00f3n de la superficie est\u00e1 cubierta por una pel\u00edcula de vapor, que act\u00faa como un aislamiento t\u00e9rmico debido a la baja conductividad t\u00e9rmica del vapor en relaci\u00f3n con la del l\u00edquido.\u00a0Inmediatamente despu\u00e9s de alcanzar el flujo de calor cr\u00edtico, la ebullici\u00f3n se vuelve inestable y se produce la ebullici\u00f3n de transici\u00f3n.\u00a0La transici\u00f3n de ebullici\u00f3n nucleada a ebullici\u00f3n de pel\u00edcula se conoce como la &#8221;\u00a0<\/span><strong><span>crisis de ebullici\u00f3n<\/span><\/strong><span>\u00a0&#8220;.\u00a0Dado que m\u00e1s all\u00e1 del punto CHF el coeficiente de transferencia de calor disminuye, la transici\u00f3n a la ebullici\u00f3n de la pel\u00edcula suele ser inevitable.<\/span><\/p>\n<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"alignright size-medium wp-image-20779 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes-208x300.png\" alt=\"Curva de ebullici\u00f3n - Modos de ebullici\u00f3n\" width=\"208\" height=\"300\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes-208x300.png\" \/><\/a><span>No es necesario un aumento adicional en el flujo de calor para mantener la ebullici\u00f3n de la pel\u00edcula.\u00a0Una pel\u00edcula de vapor cubre completamente la superficie.\u00a0Esto reduce significativamente el coeficiente de convecci\u00f3n, ya que la capa de vapor tiene una capacidad de transferencia de calor significativamente menor.\u00a0Como resultado, el exceso de temperatura se dispara a un valor muy alto.\u00a0M\u00e1s all\u00e1 del\u00a0<\/span><a title=\"Efecto Leidenfrost - Punto Leidenfrost\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/boiling-and-condensation\/leidenfrost-effect-leidenfrost-point\/\"><span>punto de Leidenfrost<\/span><\/a><span>\u00a0, una pel\u00edcula de vapor continua cubre la superficie y no hay contacto entre la fase l\u00edquida y la superficie.\u00a0En esta situaci\u00f3n, la transferencia de calor es tanto por radiaci\u00f3n como por conducci\u00f3n al vapor.\u00a0La superficie calentada estabiliza estabiliza su temperatura en el punto E (ver figura).\u00a0Si el material no es lo suficientemente fuerte como para soportar esta temperatura, el equipo fallar\u00e1 por da\u00f1os al material.<\/span><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<div class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights  lgc-first lgc-last\">\n<div class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-spacer\"><\/div>\n<h2><span>Relaci\u00f3n de potencia cr\u00edtica: secado<\/span><\/h2>\n<p><strong><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Flow-Boiling-Dryout.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"alignright size-medium wp-image-20773 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Flow-Boiling-Dryout-257x300.png\" alt=\"Flujo de ebullici\u00f3n - secado\" width=\"257\" height=\"300\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Flow-Boiling-Dryout-257x300.png\" \/><\/a><span>En los BWR, un fen\u00f3meno similar se conoce como\u00a0<\/span><b><span>&#8220;secado&#8221;\u00a0<\/span><\/b><span>y est\u00e1 directamente asociado con\u00a0<\/span><b><span>cambios en el patr\u00f3n de flujo\u00a0<\/span><\/b><span>durante la evaporaci\u00f3n en la regi\u00f3n de alta calidad.\u00a0A combinaciones dadas de velocidad de flujo a trav\u00e9s de un canal, presi\u00f3n, calidad de flujo y velocidad de calor lineal, la\u00a0<\/span><b><span>pel\u00edcula l\u00edquida de\u00a0<\/span><\/b><span>la pared\u00a0<b>puede agotarse\u00a0<\/b><\/span><span>y la pared puede\u00a0<\/span><b><span>secarse\u00a0<\/span><\/b><span>.\u00a0En condiciones normales, la superficie del combustible se enfr\u00eda efectivamente por medio de refrigerante hirviendo.\u00a0Sin embargo, cuando el flujo de calor excede un\u00a0<\/span><b><span>valor cr\u00edtico\u00a0<\/span><\/b><span>(CHF &#8211; flujo de calor cr\u00edtico), el patr\u00f3n de flujo puede alcanzar las\u00a0<\/span><b><span>condiciones de secado\u00a0<\/span><\/b><span>(desaparece la pel\u00edcula delgada de l\u00edquido).\u00a0La transferencia de calor desde la superficie del combustible al refrigerante se deteriora, con el resultado de un<\/span><b><span>aumento dr\u00e1sticamente la temperatura de la superficie del combustible\u00a0<\/span><\/b><span>.\u00a0En la regi\u00f3n de alta calidad, la crisis ocurre con un flujo de calor m\u00e1s bajo.\u00a0Dado que la velocidad de flujo en el n\u00facleo de vapor es alta, la transferencia de calor post-CHF es mucho mejor que para el flujo cr\u00edtico de baja calidad (es decir, para los aumentos de temperatura PWR son m\u00e1s altos y m\u00e1s r\u00e1pidos).<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>Los\u00a0modos\u00a0t\u00edpicos de\u00a0<\/span><strong><span>ebullici\u00f3n de flujo<\/span><\/strong><span>\u00a0en un\u00a0<\/span><strong><span>canal vertical<\/span><\/strong><span>\u00a0se representan en la figura.\u00a0Esta figura muestra el orden t\u00edpico de los reg\u00edmenes de flujo que se encuentran desde la entrada hasta la salida de un\u00a0<\/span><strong><span>canal calentado<\/span><\/strong><span>\u00a0.\u00a0En la entrada, el\u00a0<\/span><strong><span>l\u00edquido ingresa subenfriado<\/span><\/strong><span>\u00a0(a la temperatura m\u00e1s baja que la saturaci\u00f3n).\u00a0En esta regi\u00f3n, el flujo es monof\u00e1sico.\u00a0A medida que el l\u00edquido se calienta, la temperatura de la pared aumenta correspondientemente.\u00a0A medida que la\u00a0<\/span><strong><span>temperatura de<\/span><\/strong><span>\u00a0la\u00a0<strong>pared excede la temperatura de saturaci\u00f3n<\/strong>\u00a0(por ejemplo, 285 \u00b0 C a 6,8 MPa),\u00a0<\/span><strong><span>comienza la ebullici\u00f3n de nucleato subenfriado<\/span><\/strong><span>\u00a0.\u00a0Las burbujas se nuclean en la\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-la-capa-limite-definicion\/\"><span>capa l\u00edmite<\/span><\/a><span>\u00a0t\u00e9rmica sobrecalentada\u00a0en la pared calentada pero tienden a\u00a0<\/span><strong><span>condensarse en la masa subenfriada<\/span><\/strong><span>\u00a0.<\/span><\/p>\n<p><span>El aumento adicional de la temperatura del l\u00edquido provoca que el volumen del l\u00edquido alcance su\u00a0<\/span><strong><span>temperatura de saturaci\u00f3n<\/span><\/strong><span>\u00a0y que el proceso de ebullici\u00f3n convectiva pase a trav\u00e9s del\u00a0<\/span><a title=\"Flujo burbujeante - flujo bif\u00e1sico\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/bubbly-flow-two-phase-flow\/\"><strong><span>flujo burbujeante<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0hacia el\u00a0<\/span><a title=\"Plug Flow - Slug Flow\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/plug-flow-slug-flow\/\"><strong><span>flujo de babosas<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0.\u00a0El aumento de la\u00a0<\/span><a title=\"Fracci\u00f3n vac\u00eda: flujo bif\u00e1sico\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/void-fraction-two-phase-flow\/\"><span>fracci\u00f3n vac\u00eda<\/span><\/a><span>\u00a0hace que la estructura del flujo se vuelva inestable.\u00a0El proceso de ebullici\u00f3n pasa a trav\u00e9s de la\u00a0<\/span><strong><span>babosa y el\u00a0<\/span><a title=\"Churn Flow - Flujo de espuma\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/churn-flow-froth-flow\/\"><span>flujo de rotaci\u00f3n<\/span><\/a><\/strong><span>\u00a0hacia el\u00a0<\/span><a title=\"Flujo anular: flujo bif\u00e1sico\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/annular-flow-two-phase-flow\/\"><strong><span>r\u00e9gimen de flujo anular<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0con su pel\u00edcula anular caracter\u00edstica del l\u00edquido.\u00a0A combinaciones dadas de velocidad de flujo a trav\u00e9s de un canal, presi\u00f3n, calidad de flujo y velocidad de calor lineal, la\u00a0<\/span><strong><span>pel\u00edcula l\u00edquida de<\/span><\/strong><span>\u00a0la pared\u00a0<strong>puede agotarse<\/strong>\u00a0y la pared puede\u00a0<\/span><strong><span>secarse<\/span><\/strong><span>.\u00a0En el punto de secado, la temperatura de la pared aumenta significativamente para disipar el flujo de calor aplicado.\u00a0El flujo posterior al secado (flujo de\u00a0<\/span><a title=\"Flujo de niebla\" href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/mist-flow\/\"><span>niebla o ca\u00edda<\/span><\/a><span>\u00a0) en el canal calentado no es deseable, porque la presencia de dicho r\u00e9gimen de flujo se acompa\u00f1a de temperaturas de pared significativamente m\u00e1s altas y una alta fluctuaci\u00f3n de las temperaturas de pared.<\/span><\/p>\n<p><span>En este caso, los ingenieros definen el par\u00e1metro conocido como la\u00a0<\/span><strong><span>relaci\u00f3n de potencia cr\u00edtica m\u00ednima (MCPR) en<\/span><\/strong><span>\u00a0lugar de DNBR.\u00a0La\u00a0<\/span><strong><span>relaci\u00f3n de potencia cr\u00edtica (RCP)<\/span><\/strong><span>\u00a0se utiliza para determinar los l\u00edmites t\u00e9rmicos de los reactores de agua en ebullici\u00f3n.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Definici\u00f3n de RCP:<\/span><\/strong><\/p>\n<p><em><span>La RCP es esa potencia en el ensamblaje que se calcula mediante la aplicaci\u00f3n de la (s) correlaci\u00f3n (es) adecuada (s) para que alg\u00fan punto del ensamblaje experimente una transici\u00f3n de ebullici\u00f3n, dividida por la potencia operativa real del ensamblaje.<\/span><\/em><\/p>\n<p><span>Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel.\u00a0An\u00e1lisis t\u00e9rmico de reactores de agua a presi\u00f3n.\u00a0Sociedad nuclear de Amer, 3a edici\u00f3n, 5\/1996.\u00a0ISBN-13: 978-0894480386.<\/span><\/p>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<p>&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;&#8230;.<\/p>\n<p>Este art\u00edculo se basa en la traducci\u00f3n autom\u00e1tica del art\u00edculo original en ingl\u00e9s. Para m\u00e1s informaci\u00f3n vea el art\u00edculo en ingl\u00e9s. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducci\u00f3n, env\u00edela a: translations@nuclear-power.com o complete el formulario de traducci\u00f3n en l\u00ednea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducci\u00f3n lo antes posible. Gracias.<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Crisis de ebullici\u00f3n: flujo de calor cr\u00edtico.\u00a0Los cambios din\u00e1micos del r\u00e9gimen de ebullici\u00f3n asociados con exceder el flujo de calor cr\u00edtico se conocen ampliamente como &#8220;crisis de ebullici\u00f3n&#8221;.\u00a0Ingenieria termal Crisis hirviendo En este cap\u00edtulo, estudiaremos el\u00a0flujo de ebullici\u00f3n\u00a0en un canal vertical calentado.\u00a0Los reg\u00edmenes de ebullici\u00f3n y la curva de flujo de calor son similares (no &#8230; <a title=\"Qu\u00e9 es la crisis de ebullici\u00f3n &#8211; Flujo de calor cr\u00edtico &#8211; Definici\u00f3n\" class=\"read-more\" href=\"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-la-crisis-de-ebullicion-flujo-de-calor-critico-definicion\/\" aria-label=\"M\u00e1s en Qu\u00e9 es la crisis de ebullici\u00f3n &#8211; Flujo de calor cr\u00edtico &#8211; Definici\u00f3n\">Leer m\u00e1s<\/a><\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":[],"categories":[16],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v15.4 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>Qu\u00e9 es la crisis de ebullici\u00f3n - Flujo de calor cr\u00edtico - Definici\u00f3n<\/title>\n<meta name=\"description\" content=\"Crisis de ebullici\u00f3n: flujo de calor cr\u00edtico. 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