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Desarrollo de un método computacional de dinámica de fluidos para la caracterización de una sección del núcleo de un reactor nuclear de agua presurizada / Eliana Monserrat Pérez Quishpe

By: Pérez Quishpe, Eliana Monserrat.
Contributor(s): Santos Torres, Roque Antonio [Director].
Material type: Mixed materialsMixed materialsQuito : EPN, 2014Description: 236 hojas : ilustraciones, + CD-ROM 5557 29 x 21 cm.Subject(s): Transferencia de calor | Reactores nucleares | Agua presurizada | TermohidraúlicaOther classification: T-IQ/ Online resources: Texto completo
Contents:
LA BIBLIOTECA CENTRAL DISPONE DE ESTA TESIS EN FORMATO FÍSICO Y DIGITAL 17/08/2016
Dissertation note: FACULTAD DE INGENIERIA QUIMICA Y AGROINDUSTRIA Tesis (Ingeniero Químico). -- Escuela Politécnica Nacional. 2014 Summary: Un reactor nuclear de agua presurizada (PWR) es el dispositivo que tiene la capacidad de mantener y controlar una reacción de fisión en cadena para generar energía térmica, con el uso de agua ordinaria o ligera como refrigerante. El objetivo de este proyecto fue desarrollar un método computacional de dinámica de fluidos para la caracterización de una sección del núcleo de un reactor de agua presurizada. En este proyecto se describieron los fenómenos de transferencia de calor y mecánica de fluidos ocurrentes en el núcleo del reactor, así como los parámetros termohidráulicos. La resolución del modelo matemático se efectuó en el programa computacional MATLAB. El desarrollo del modelo digital de la neutrónica se realizó con el programa computacional Monte Carlo N-Particle (MCNP), del cual se obtuvo el flujo neutrónico de un cuarto (1/4) del núcleo de un reactor PWR. El error porcentual entre la temperatura media de un reactor nuclear real con la temperatura media de los datos generados por las simulaciones fue 1,49. El factor de multiplicación efectivo del núcleo del reactor PWR simulado fue de 1,00217, con el cual se estableció que el sistema estuvo en estado crítico, la temperatura del salida del refrigerante fue 346,30 °C, el canal caliente se ubicó sobre las coordenadas (-5,383, 5,352) con la mayor densidad de potencia igual a 2,539×108 W/m3. El factor de canal caliente total fue igual a 5,259, el cual superó a 2,6 que es el valor que generalmente se obtiene para reactor PWR, el coeficiente del límite de ebullición nucleada fue 1,65, mayor al valor mínimo de diseño de 1,3.Summary: A pressurized water reactor (PWR) is the device that has the ability to maintain and to control fission chain reaction to generate thermal energy, with the use of ordinary or light water as coolant. The aim of this project was to develop a computational fluid dynamics method for the characterization of a core section of a pressurized water reactor. In this project the phenomena of heat transfer and fluid mechanics which were occurring in the core, were described and also thermo hydraulic parameters. The resolution of the mathematical model was made in the software MATLAB. The development of the digital model of the neutron was performed with the software Monte Carlo N-Particle (MCNP), from which the neutron flux of a quarter (1/4) of a PWR reactor core was obtained. The percentage error between the actual temperature a nuclear reactor and the average temperature of the data generated by simulation was 1,49 %. The effective multiplication factor of simulated PWR core was 1,00217 ,it established that the system was in critical condition, the coolant outlet temperature was 346,30 °C , the hot channel was on coordinates (-5,383, 5,352) with the highest power density equal to 2,539 × 108 W/m3 . The total hot channel factor was 5,259, that exceeded to 2,6 which is the value usually obtained for PWR , the departure from nucleate boiling ratio was 1.65, higher than the minimum design value 1,3.
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Tesis Tesis BIBLIOTECA GENERAL
T-IQ/0899/CD 5557 (Browse shelf) Ej. 1 Available 025979
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FACULTAD DE INGENIERIA QUIMICA Y AGROINDUSTRIA Tesis (Ingeniero Químico). -- Escuela Politécnica Nacional. 2014

Incluye referencias bibliográficas e índice

LA BIBLIOTECA CENTRAL DISPONE DE ESTA TESIS EN FORMATO FÍSICO Y DIGITAL 17/08/2016

Un reactor nuclear de agua presurizada (PWR) es el dispositivo que tiene la capacidad de mantener y controlar una reacción de fisión en cadena para generar energía térmica, con el uso de agua ordinaria o ligera como refrigerante. El objetivo de este proyecto fue desarrollar un método computacional de dinámica de fluidos para la caracterización de una sección del núcleo de un reactor de agua presurizada. En este proyecto se describieron los fenómenos de transferencia de calor y mecánica de fluidos ocurrentes en el núcleo del reactor, así como los parámetros termohidráulicos. La resolución del modelo matemático se efectuó en el programa computacional MATLAB. El desarrollo del modelo digital de la neutrónica se realizó con el programa computacional Monte Carlo N-Particle (MCNP), del cual se obtuvo el flujo neutrónico de un cuarto (1/4) del núcleo de un reactor PWR. El error porcentual entre la temperatura media de un reactor nuclear real con la temperatura media de los datos generados por las simulaciones fue 1,49. El factor de multiplicación efectivo del núcleo del reactor PWR simulado fue de 1,00217, con el cual se estableció que el sistema estuvo en estado crítico, la temperatura del salida del refrigerante fue 346,30 °C, el canal caliente se ubicó sobre las coordenadas (-5,383, 5,352) con la mayor densidad de potencia igual a 2,539×108 W/m3. El factor de canal caliente total fue igual a 5,259, el cual superó a 2,6 que es el valor que generalmente se obtiene para reactor PWR, el coeficiente del límite de ebullición nucleada fue 1,65, mayor al valor mínimo de diseño de 1,3.

A pressurized water reactor (PWR) is the device that has the ability to maintain and to control fission chain reaction to generate thermal energy, with the use of ordinary or light water as coolant. The aim of this project was to develop a computational fluid dynamics method for the characterization of a core section of a pressurized water reactor. In this project the phenomena of heat transfer and fluid mechanics which were occurring in the core, were described and also thermo hydraulic parameters. The resolution of the mathematical model was made in the software MATLAB. The development of the digital model of the neutron was performed with the software Monte Carlo N-Particle (MCNP), from which the neutron flux of a quarter (1/4) of a PWR reactor core was obtained. The percentage error between the actual temperature a nuclear reactor and the average temperature of the data generated by simulation was 1,49 %. The effective multiplication factor of simulated PWR core was 1,00217 ,it established that the system was in critical condition, the coolant outlet temperature was 346,30 °C , the hot channel was on coordinates (-5,383, 5,352) with the highest power density equal to 2,539 × 108 W/m3 . The total hot channel factor was 5,259, that exceeded to 2,6 which is the value usually obtained for PWR , the departure from nucleate boiling ratio was 1.65, higher than the minimum design value 1,3.

Eliana Monserrat Pérez Quishpe cedido 2014/08/20 25218 $ 0.20 Ej. 1 Biblioteca Central

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