Modelado de dispositivos fluídicos en recintos con grandes deformaciones mediante sólidos inmersos
Los sistemas de seguridad en instalaciones nucleares se han convertido en un importante tema de investigación debido al impacto significativo de los accidentes nucleares. El accidente nuclear mas reciente se produjo en Japón, en la localidad de Okuma en la prefectura Fukushima, el día 11 de marzo...
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| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2019
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/821/1/Gadur.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | Los sistemas de seguridad en instalaciones nucleares se han convertido en un importante
tema de investigación debido al impacto significativo de los accidentes nucleares.
El accidente nuclear mas reciente se produjo en Japón, en la localidad de Okuma en
la prefectura Fukushima, el día 11 de marzo de 2011. Los eventos iniciantes fueron un
sismo de grado 9 (0;56g), seguido de un tsunami con olas de 15 m de altura. Durante
el accidente, los sistemas de seguridad energizados no pudieron accionarse debido a
la perdida total de energía eléctrica (station blackout) causada por la llegada del
tsunami y del terremoto.
Una de las consecuencias de este accidente, consistió en mejorar la seguridad nuclear,
a partir del desarrollo de sistemas pasivos de seguridad. Estos sistemas se diseñan
para funcionar basados en fenómenos naturales, tales como convicción natural, la gravedad,
y la diferencia de presión, sin necesidad de contar con la intervención de un
operador o dispositivo de actuación susceptible a fallas. Un ejemplo de estos sistemas
consiste en accionar las barras de control mediante un mecanismo hidráulico.
Este dispositivo consta de una barra de control unida a un pistón móvil el cual se
encuentra inmerso dentro de una cámara con fluido. Una bomba centrífuga suministra
la presión de equilibrio debajo del pistón, necesaria para equilibrar el peso de la barra
de control y mantenerla en la posición superior durante la operación normal del reactor.
Cuando ocurre un evento iniciante, como es el caso del station blackout, las barras
caen por gravedad, garantizando el apagado del reactor.
Esta tesis tuvo como objetivo el modelado numérico de la operación de las barras de
control del reactor argentino CAREM-25. Se utilizo un código de calculo de elementos
nitos que permite simular el acoplamiento entre las ecuaciones de Navier Stokes, en
recintos de geometría variable, y el movimiento de un solido inmerso.
Se realizaron validaciones del código en situaciones similares a las de operación del
mecanismo.
Se identificaron las principales dificultades y se realizaron algunas simulaciones
preliminares. |
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