Modelado de dispositivos fluídicos en recintos con grandes deformaciones mediante sólidos inmersos

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Los sistemas de seguridad en instalaciones nucleares se han convertido en un importante tema de investigación debido al impacto significativo de los accidentes nucleares. El accidente nuclear mas reciente se produjo en Japón, en la localidad de Okuma en la prefectura Fukushima, el día 11 de marzo...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Gadur, Sergio N.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2019
Materias:
Fluidodinámica computacional
Pistons
Pistones
Cylinders
Cilindros
CAREM 25 reactor
Reactor CAREM 25
[Gap
Immersed solids method
Metodos solidos inmersos]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/821/1/Gadur.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro
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description Los sistemas de seguridad en instalaciones nucleares se han convertido en un importante tema de investigación debido al impacto significativo de los accidentes nucleares. El accidente nuclear mas reciente se produjo en Japón, en la localidad de Okuma en la prefectura Fukushima, el día 11 de marzo de 2011. Los eventos iniciantes fueron un sismo de grado 9 (0;56g), seguido de un tsunami con olas de 15 m de altura. Durante el accidente, los sistemas de seguridad energizados no pudieron accionarse debido a la perdida total de energía eléctrica (station blackout) causada por la llegada del tsunami y del terremoto. Una de las consecuencias de este accidente, consistió en mejorar la seguridad nuclear, a partir del desarrollo de sistemas pasivos de seguridad. Estos sistemas se diseñan para funcionar basados en fenómenos naturales, tales como convicción natural, la gravedad, y la diferencia de presión, sin necesidad de contar con la intervención de un operador o dispositivo de actuación susceptible a fallas. Un ejemplo de estos sistemas consiste en accionar las barras de control mediante un mecanismo hidráulico. Este dispositivo consta de una barra de control unida a un pistón móvil el cual se encuentra inmerso dentro de una cámara con fluido. Una bomba centrífuga suministra la presión de equilibrio debajo del pistón, necesaria para equilibrar el peso de la barra de control y mantenerla en la posición superior durante la operación normal del reactor. Cuando ocurre un evento iniciante, como es el caso del station blackout, las barras caen por gravedad, garantizando el apagado del reactor. Esta tesis tuvo como objetivo el modelado numérico de la operación de las barras de control del reactor argentino CAREM-25. Se utilizo un código de calculo de elementos nitos que permite simular el acoplamiento entre las ecuaciones de Navier Stokes, en recintos de geometría variable, y el movimiento de un solido inmerso. Se realizaron validaciones del código en situaciones similares a las de operación del mecanismo. Se identificaron las principales dificultades y se realizaron algunas simulaciones preliminares.
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