Estudio de modelos de Flujo de Calor Crítico (CHF) entre códigos de sistema y de subcanal para elementos de combustible tipo BWR

Abstract

[ES] Con el incremento de la población mundial, la demanda energética sufre un aumento constante el cual debe ser cubierto mediante las diferentes fuentes de energía. En este escenario, la energía nuclear toma importancia. En este tipo de centrales, la seguridad toma un papel llevándose a cabo diferentes estudios y medidas con el fin de evitar lo máximo posible el riesgo de accidente. En el presente trabajo se estudia el comportamiento de un elemento combustible de una central de agua en ebullición (BWR) y se analiza el parámetro Critical Heat Flux (CHF), necesario para realizar diversos análisis de seguridad. Para lograr dicho objetivo se realizan dos modelos de elemento combustible de un reactor de agua ligera: un modelo de varilla a varilla con las barras de agua, y otro colapsado con una sola varilla de combustible. Ambos modelos se ejecutan desde dos códigos termohidráulicos diferentes: TRACE y Cobra-TF. Se verifican los modelos mediante la comparación de las propiedades del fluido refrigerante una vez el problema ha convergido. Debido a la dificultad del cálculo analítico del CHF, se usan métodos empíricos basados en datos experimentales. En este caso, se ha calculado el valor CHF haciendo uso de las correlaciones de Groeneveld y de Biasi, y se analiza la validez de cada una de ellas en los diferentes códigos termohidráulicos.