Desarrollo y validación experimental de un algoritmo de acople neutrónico-termohidráulico para reactores de investigación
El programa de cálculo de núcleo CITVAP v3.6 es ampliamente usado en reactores de investigación, en pequeños reactores de potencia, entre ellos el CAREM, y en centrales de potencia como Atucha (tipo PHWR). Dada la importancia de los efectos térmicos en estos últimos casos es que CITVAP incluye la po...
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| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2010
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/155/1/1Pieck.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | El programa de cálculo de núcleo CITVAP v3.6 es ampliamente usado en reactores de investigación, en pequeños reactores de potencia, entre ellos el CAREM, y en centrales de potencia como Atucha (tipo PHWR). Dada la importancia de los efectos térmicos en estos últimos casos es que CITVAP incluye la posibilidad de considerar realimentaciones termohidráulicas en reactores de potencia. En este trabajo, se incorpora a CITVAP la funcionalidad de hacer realimentaciones termohidráulica en reactores de investigación, tanto en convección forzada como natural. Además, se verifica el correcto funcionamiento de la nueva versión del código y se realizan validaciones para dos reactores de investigación de los que se disponen de datos experimentales: el OPAL (Australia) y el ETRR-2 (Egipto). Se concluye que el nuevo CITVAP calcula con precisión los coeficientes de realimentación por potencia y de realimentación isotérmica en convección forzada. Sin embargo, no sucede lo mismo en el régimen de convección natural. En esta condición, la nueva versión de CITVAP, subestima el coeficiente de realimentación por potencia. El trabajo finaliza con el análisis de esta última discrepancia. |
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