Validación del Modelo de Crítical Heat Flux de COBRA-TF frente a los Experimentos de Post-Dryout realizados por el Royal Institute of Technology

Abstract

El Critical Heat Flux (CHF) es el límite térmico en el que el régimen de ebullición cambia durante el calentamiento, en este punto las burbujas de vapor forman, de manera súbita, una película en la superficie de la varilla que la aísla del líquido. Debido al abrupto incremento de temperatura experimentado la varilla de combustible cuando se alcanza CHF, éste es un importante parámetro de diseño para los reactores de agua en ebullición (BWR) y sus elementos combustibles. Debido a la complejidad de los mecanismos físicos del CHF, existen un gran número de correlaciones que predicen el lugar y momento en el que tiene lugar este fenómeno, pero desafortunadamente tienen un rango de validez de condiciones termohidráulicas bastante estrecho. El objetivo de este trabajo es verificar las diferentes correlaciones disponibles en el código termohidraúlico de subcanal COBRA-TF (CTF) para la predicción del CHF. Históricamente, los códigos termohidráulicos diseñados para la simulación de plantas nucleares han utilizado numerosas correlaciones para predecir el CHF en los elementos combustibles. Una de las más extendidas es la correlación de Biasi, utilizada en numerosos códigos como el TRAC, el RELAP5 o el propio CTF. No obstante, existen otras correlaciones publicadas y utilizadas por algunos de los códigos modernos, como la W3 y las tablas AECLIPPE que son de aplicabilidad en amplio rango de condiciones. En este trabajo se realiza una validación de los resultados obtenidos con las diferentes correlaciones existentes para la predicción del valor y localización del CHF en el código CTF, utilizando para ellos los experimentos de Post-Dryout realizados por el Royal Institute of Technology (KTH), en Estocolmo, Suecia.