Estudio del flujo de caudal crítico y validación del código TRACE frente a experimentos de flujo crítico realizados en la instalación Marviken

Abstract

[ES] El flujo de caudal crítico o estrangulado (choked flow) es un fenómeno físico de particular interés en seguridad nuclear, debido que ocurre principalmente en un accidente base de diseño de pérdida de refrigerante. Su comportamiento se lleva a cabo debido a la enorme diferencia de presión en la que el fluido se encuentra sometido tras la rotura de una tubería en el lazo primario correspondiente al Sistema de Refrigeración de Emergencia. La obtención de la correlación del flujo crítico es esencial para que los códigos termohidráulicos funcionen de manera correcta, debido a su implicación en la ingeniería en detalle para la evaluación del diseño y operación del reactor. Los modelos del flujo crítico se clasifican a partir de su condición termodinámica basada en el sistema de líquido subenfriado, vapor sobrecalentado o el sistema bifásico. Los sistemas de una fase líquida, vinculan de manera directa la velocidad del fluido de descarga con la velocidad del sonido a través del fluido mediante del número de Mach, mientras que cuando el sistema está en vapor sobrecalentado, su fenómeno se presenta cuando se considera un proceso de expansión isentrópica de un gas ideal. No obstante, cuando se pretende relacionar las condiciones del flujo crítico para el sistema bifásico, las definiciones termohidráulicas no corresponden directamente a un vínculo con el número de Mach, sino que el fenómeno depende de variaciones de transferencia de masa, transferencia de calor, fricciones con las superficies y fuerzas interfaciales, por tanto su definición matemática implica basarse en filosofías de fluido homogéneo, fluido no homogéneo, equilibrio termodinámico y no-equilibrio. El objetivo que pretende desarrollar este Trabajo Fin de Máster consta de estudiar profundamente los avances que se han llevado a cabo para el modelo del flujo crítico bifásico, compararlos y verificarlos con los modelos que están implementados para el código termohidráulico TRACE y validarlos a partir de un modelo esquematizado a través del software SNAP, utilizando como datos experimentales los ensayos realizados en la planta de Marviken, ubicado en Suecia que es una de las pocas instalaciones existentes a tamaño real para estudiar los fenómenos de flujo crítico.

[EN] Choked flow is a particular physical phenomenon. interest in nuclear safety, due to the fact that it occurs mainly in a base accident of Loss of refrigerant design. His behavior takes place due to the huge pressure difference in which the fluid is subjected after the rupture of a pipe in the primary loop corresponding to the Emergency Refrigeration System. Obtaining the critical flow correlation is essential for thermocodes to hydraulic systems to function correctly, due to their involvement in engineering in detail for the evaluation of the design and operation of the reactor. The objective carried out in this Master's Thesis was to study deeply the advances that have been made for the critical flow models, those applied for the TRACE code and corroborate the predictions from a known experimental model such as the Marviken Facility. It was observed that when the critical flow is in a biphasic state, the predictions The results obtained by the Ransom-Trapp models fit the phenomenon adequately. However, there is a notable difference when the subcooled monophasic critical flow does not agree with the experimental. Based on the statistical method, the uncertainty analysis applied to the variables input in the code have no impact on the predictions obtained, thus recommends studying in more detail the parameters that affect the critical flow in state subcooled.