Experiments on One-Phase Thermally Stratified Flows in Nuclear Reactor Pipe Lines

Añadido por asistente2@acuedi.org - Jan 19, 2014 - Ingeniería Electromecánica

Descripción

El fenómeno del flujo monofásico térmicamente estratificado ocurre cuando dos camadas de un mismo fluido, a distintas temperaturas, fluyen separadamente en un tubo horizontal, sin mezcla significativa entre ellas. Dicho fenómeno no fue tomado en consideración en la fase del proyecto de gran parte de las centrales  nucleares que hoy día están en operación. Sin embargo, en las últimas dos décadas, tal fenómeno ha aparecido frecuentemente en el monitoreo de las temperaturas de los sistemas de canalización. Diferencias de temperatura del orden de los 200ºC han sido observadas en una faja bastante estrecha, en torno de la interface entre las camadas de agua caliente y fría, en componentes sometidos a la estratificación térmica. Las tensiones debido a ese grado de estratificación térmica comprometen la integridad estructural de las tuberías relacionadas con la seguridad de las centrales nucleares. El presente trabajo presenta algunos resultados en una amplia gama de experimentos simulando el flujo monofásico térmicamente estratificado en una geometría y condiciones de flujo simulando el bocal de inyección del generador de vapor de un reactor nuclear. Tales resultados tienen el objetivo de estudiar las condiciones del flujo y la evolución del proceso de estratificación térmica. El principal parámetro utilizado en la caracterización de los flujos estratificados debido a la diferencia entre las masas específicas es el número de Froude. Distintos números de Froude, entre el 0.018 y el 0.22, fueron obtenidos en distintos experimentos, por el ajuste del flujo de inyección del agua fría y de la temperatura inicial del agua caliente, conforme planeado en la matriz de prueba. Los resultados están presentados aquí y muestran la influencia del número de Froude en la posición de la interface entre las camadas de agua caliente y fría, en los gradientes de temperatura y en el fenómeno de la oscilación de la interface (striping).


Rezende, H. C. et al. (2011). Experiments on One-Phase Thermally Stratified Flows in Nuclear Reactor Pipe Lines. Científica: La Revista Mexicana de Ingeniería Electromecánica, 15(1), pp. 17-24.

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