Revista de ciencia de la energía nuclear y tecnología de generación de energía

Análisis numérico de la transferencia de calor en canales rectangulares verticales en el núcleo de un reactor nuclear de investigación típico

Said MA Ibrahim, Hesham F. Elbakhshawangy, Mohammed GA Fawaz

Análisis numérico de la transferencia de calor en canales rectangulares verticales en el núcleo de un reactor nuclear de investigación típico

Se han analizado e investigado numéricamente las características de transferencia de calor para el caso de flujo de convección forzada y mixta turbulenta de agua a través de un estrecho canal rectangular vertical calentado que simula un canal de enfriamiento de un reactor de prueba de materiales (MTR) típico. Se realizan soluciones numéricas en agua desmineralizada como refrigerante que pasa bajo presión atmosférica a través de un estrecho canal rectangular de 80 cm de largo, 7 cm de ancho y 2,7 ​​mm de espesor de espacio bajo diferentes flujos de calor que cubren casi todos los flujos de calor posibles en el líquido monofásico. Se presentan resultados cualitativos para los perfiles de temperatura y velocidad normalizados en la dirección transversal con una comparación entre el flujo de convección forzada y mixta para los casos de direcciones ascendentes. Se obtiene el efecto de las ubicaciones axiales y el parámetro Gr/Re en la variación de los perfiles de temperatura normalizados en la dirección transversal para las regiones de convección forzada y mixta y para las direcciones de flujo ascendente y descendente. Los perfiles de velocidad normalizados en las direcciones transversales también se determinan a diferentes velocidades de entrada y flujos de calor para los casos anteriores. Un estudio de Dinámica de Fluidos Computacional (CFD) aportará una mayor comprensión de los fenómenos para las diferentes situaciones.