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Estudio Preliminar de Diseño del Núcleo de un Pequeño Reactor Rápido Supercrítico con Refrigeración de Paso Único

Autores: Uchimura, Kyota; Yamaji, Akifumi

Idioma: Inglés

Editor: MDPI

Año: 2020

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Acceso abierto

Artículo científico
2020

Estudio Preliminar de Diseño del Núcleo de un Pequeño Reactor Rápido Supercrítico con Refrigeración de Paso Único


Categoría

Ingeniería y Tecnología

Subcategoría

Ingeniería Nuclear

Palabras clave

Reactor refrigerado por agua supercrítica
Ciclo directo de una sola pasada
Clase de reactor modular pequeño
Reactor superrápido
Esquema de flujo de un solo paso de refrigerante
Aumento de potencia del núcleo

Licencia

CC BY-SA – Atribución – Compartir Igual

Consultas: 32

Citaciones: Sin citaciones


Descripción
Un reactor refrigerado por agua supercrítica (SCWR) adopta un ciclo directo de una sola pasada, que es compatible con un sistema de planta de clase de reactor modular pequeño (SMR). El núcleo es refrigerado por agua ligera supercrítica, que no presenta cambio de fase, pero experimenta grandes cambios de temperatura y densidad. Un reactor superrápido (Super FR) es un concepto de tipo reactor rápido de SCWR. A diferencia de otros conceptos de núcleo SCWR, adopta el esquema de flujo de un solo paso del refrigerante, en el que el refrigerante pasa por el núcleo solo una vez de abajo hacia arriba sin flujos reversos ni etapas de precalentamiento. Mientras tanto, reducir el tamaño del núcleo tiende a aumentar el pico de potencia del núcleo y reducir la criticidad. Por lo tanto, los problemas clave con el diseño del núcleo pequeño de Super FR son reducir el pico de potencia del núcleo y lograr una alta temperatura promedio de salida del núcleo con el esquema de un solo paso del refrigerante. Este estudio tiene como objetivo resaltar los problemas de diseño a través de diseños conceptuales de núcleo de la clase SMR Super FR. Para evaluar las características del núcleo, se llevan a cabo cálculos de núcleo acoplados tridimensionales. El diseño propuesto con pequeños ensamblajes de combustible, que son equivalentes a los de los reactores de agua en ebullición, alcanza una alta temperatura promedio de salida del núcleo de aproximadamente 500 grados C, que es compatible con la de un diseño típico de núcleo SCWR grande.

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