Modelo simplificado 3D de la vasija de un reactor PWR mediante el código de dinámica de fluidos computacional ANSYS CFX

Abstract

El uso de los códigos de Dinámica de Fluidos Comput acional (CFD) para predecir el flujo estacionario y transitorio en los reactores nuclear es está creciendo rápidamente en las últimas décadas y constituye la tendencia actual en el estu dio e investigación de algunos de los fenómenos que se producen en estos reactores nucleares. En es te trabajo se presenta el modelo de un reactor nuclear tipo PWR ( Pressurized Water Reactor ) desarrollado con el código de CFD Ansys CFX. El reactor nuclear PWR es un reactor nuclear de agua l igera de 3010 MW de potencia compuesto por 3 lazos de refrigeración. Para el desarrollo del mo delo se han realizado simplificaciones geométricas de los elementos del reactor, especialm ente en el núcleo, que se ha considerado como un medio poroso. Además se han seguido los criterio s recomendados en la guía de mejores prácticas ( BPG, Best Practice Guidelines ) para el uso de los códigos de CFD en Aplicaciones para la Seguridad del Reactor Nuclear (NRS) de Agencia d e Energía Nuclear (NEA). En el trabajo se presentan los resultados del cálculo del estado est acionario obtenidos de la simulación con el modelo de CFD operando bajo condiciones de operació n a plena potencia ( Hot Full Power ). El desarrollo y los resultados obtenidos con el modelo de CFD muestran la utilidad de estos códigos para el cálculo en 3D de las variables termohidrául icas de estos reactores.