Estudio de la transferencia de calor en un octavo del conjunto combustible del reactor nuclear de alto desempeño refrigerado por agua supercrítica / Heat transfer study in one eighth of the high performance supercritical water-cooled reactor fuel assembly

El reactor nuclear de agua ligera de alto desempeño es la versión europea del reactor refrigerado por agua supercrítica, propuesto como uno de los candidatos para la Generación IV de reactores nucleares. En este trabajo se evaluó la capacidad para predecir el comportamiento de la transferencia de calor hacia el agua supercrítica en los subcanales de 1/8 del conjunto combustible del HPLWR, mediante códigos de la Dinámica de Fluidos Computacional utilizando dos modelos de turbulencia: el modelo de esfuerzos de Reynolds, desarrollado por Speziale y el modelo k-ω de transporte de esfuerzos cortantes. Se realizó un estudio de sensibilidad de malla que garantizó la independencia de los resultados numéricos respecto del tamaño y distribución de los elementos de la malla. Se calcularon las distribuciones axiales de temperatura en la envoltura y en los elementos combustibles, además de las distribuciones de temperatura del agua en la zona refrigerante y en la zona moderadora. Se compararon los resultados de los dos modelos de turbulencia y se mostró que no se obtuvo ninguna diferencia apreciable en los valores de la temperatura promedio del agua supercrítica calculada con los modelos de turbulencia utilizados. Sin embargo, los resultados numéricos utilizando el modelo de turbulencia SST mostraron mayores valores de temperatura del combustible y de temperatura superficial de la envoltura de los elementos combustibles que los calculados con el modelo SSG

The high-performance light-water nuclear reactor is the European version of the supercritical water-cooled reactor, proposed as one of the candidates for Generation IV of nuclear reactors. This paper assesses the ability to predict the heat transfer behavior to supercritical water in the sub-channels of the 1/8 HPLWR fuel assembly by codes of Computational Fluid Dynamics using two models of turbulence (the Reynolds stress model developed by Speziale and the k-ω shear stress transport model). A mesh sensitivity study was performed to guarantee the independence of the numerical results regardless the size and distribution of the mesh elements. Temperature distributions were calculated in the fuel rods, in the clad, and in water both in the cooling zone and moderator zone. The results of the two turbulence models were compared. No appreciable difference was obtained in the values of the supercritical water average temperature calculated with the turbulence models used. However, the numerical results using the SST turbulence model show higher values regarding the temperature of both fuel rods and clad surface compared to those calculated with the SSG model

Diseño conceptual de un sistema nuclear avanzado para la transmutación de desechos y aplicaciones energéticas sostenibles / Conceptual desing of advanced nuclear system for waste transmutation and sustainable energy applications

En el trabajo se evaluaron los avances en el diseño conceptual de un sistema transmutador de lecho de bolas refrigerado por gas. El dispositivo permite aplicaciones energéticas de alta eficiencia en modo de cogeneración, tanto para la producción de electricidad como calor de alta temperatura para la producción de hidrógeno. Una característica particular del sistema es su operación en modo subcrítico, manejado por una fuente de neutrones activada por un acelerador. Lo anterior produce una significativa ventaja desde el punto de vista de la seguridad y flexibilidad en la operación con tipos de combustible nuclear no tradicionales, lo que posibilita reducir las cantidades de residuos nucleares y además aprovecharlos para la producción de energía con una alta eficiencia. En el trabajo se evaluaron las posibilidades del sistema para trasmutar los desechos del combustible gastado de los reactores nucleares de agua ligera.

In this paper the progress in the conceptual design of a gas cooled pebble bed transmuter system was evaluated. This device allows highly efficient energy applications in cogeneration mode, both, for electricity power production and high temperature heat for hydrogen production. A particular feature of the system is subcritical operation mode, driven by a neutron source activated by an accelerator. This produces a significant advantage from the point of view of safety and operational flexibility in the operation of nuclear non-standard fuel types, allowing the possibility of reducing the amount of nuclear waste and also using them for high efficiency energy production. The possibilities of the system to transmute nuclear reactors spent fuel wastes into light water were evaluated.