{"id":39654,"date":"2019-09-16T03:19:22","date_gmt":"2019-09-16T02:19:22","guid":{"rendered":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/que-es-dnb-salida-de-ebullicion-de-nucleados-definicion\/"},"modified":"2020-01-06T09:57:24","modified_gmt":"2020-01-06T08:57:24","slug":"que-es-dnb-salida-de-ebullicion-de-nucleados-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-dnb-salida-de-ebullicion-de-nucleados-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es DNB? &#8211; Salida de ebullici\u00f3n de nucleados &#8211; Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\">\n<div class=\"su-quote-inner su-clearfix\">En el caso de los PWR, el problema cr\u00edtico de seguridad se denomina DNB (desviaci\u00f3n de la ebullici\u00f3n de los nucleados), lo que provoca la formaci\u00f3n de una capa de vapor local.\u00a0El margen est\u00e1 representado por DNBR.\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>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 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.\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 figura muestra la diferencia en el r\u00e9gimen de flujo entre el flujo posterior al secado y el flujo posterior al DNB.\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 de\u00a0<\/strong><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 un alejamiento de la ebullici\u00f3n nucleada (DNB) durante la operaci\u00f3n en estado estacionario, los transitorios operativos normales y las ocurrencias operativas anticipadas (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<\/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<p><a href=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes.png\"><img loading=\"lazy\" class=\"aligncenter size-full wp-image-20779 lazy-loaded\" src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes.png\" alt=\"Curva de ebullici\u00f3n - Modos de ebullici\u00f3n\" width=\"601\" height=\"866\" data-lazy-type=\"image\" data-src=\"https:\/\/thermal-engineering.org\/wp-content\/uploads\/2019\/05\/Boiling-Curve-Boiling-Modes.png\" \/><\/a><\/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 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\"><\/div>\n<\/div>\n<\/div>\n<\/div>\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=\"su-spoiler-content su-clearfix\">\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<\/div>\n<\/div>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>En el caso de los PWR, el problema cr\u00edtico de seguridad se denomina DNB (desviaci\u00f3n de la ebullici\u00f3n de los nucleados), lo que provoca la formaci\u00f3n de una capa de vapor local.\u00a0El margen est\u00e1 representado por DNBR.\u00a0Ingenieria termal Salida de ebullici\u00f3n nucleada &#8211; DNB En el caso de los\u00a0PWR\u00a0, el problema cr\u00edtico de seguridad se &#8230; <a title=\"\u00bfQu\u00e9 es DNB? &#8211; Salida de ebullici\u00f3n de nucleados &#8211; Definici\u00f3n\" class=\"read-more\" href=\"https:\/\/www.thermal-engineering.org\/es\/que-es-dnb-salida-de-ebullicion-de-nucleados-definicion\/\" aria-label=\"M\u00e1s en \u00bfQu\u00e9 es DNB? &#8211; Salida de ebullici\u00f3n de nucleados &#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>\u00bfQu\u00e9 es DNB? - Salida de ebullici\u00f3n de nucleados - Definici\u00f3n<\/title>\n<meta name=\"description\" content=\"En el caso de los PWR, el problema cr\u00edtico de seguridad se denomina DNB (desviaci\u00f3n de la ebullici\u00f3n de los nucleados), lo que provoca la formaci\u00f3n de una capa de vapor local. 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