Análisis mediante dinámica de fluidos computacional de la conducción de calor de un elemento combustible del reactor nuclear TRIGA MARK III

La conducción de calor de un elemento combustible del reactor nuclear TRIGA MARK III fue simulada usando el método de dinámica de fluidos computacional (CFD). El objetivo fue obtener los perfiles de temperatura y de la conducción de calor que se generan en un elemento combustible nuclear bajo diferentes niveles de potencia térmica de operación del reactor (0.5, 0.8 y 1 MW). Actualmente no se han desarrollado investigaciones que aborden la simulación del proceso de la conducción de calor en un elemento combustible de reactores tipo TRIGA mediante CFD, por este motivo, la metodología estableció una validación de los resultados obtenidos mediante CFD, comparándolos con los datos reportados en el informe de seguridad del reactor simulados con RELAP5 (Reactor Excursion Leak Analysis Program 5) (ININ, 2008), con el análisis se obtuvo una variación de 3.36% en el perfil radial de temperatura. Los resultados de este trabajo muestran el comportamiento térmico en el perfil radial del elemento combustible el cual varía según la potencia térmica de operación del reactor, ésta también influye en la distribución axial de calor en el elemento combustible. Se concluyó que las simulaciones realizadas mediante CFD muestran un buen acuerdo con los valores obtenidos utilizando herramientas computacionales especializadas en el análisis de sistemas nucleares. Por tal motivo, los resultados obtenidos en el presente trabajo proporcionaran fundamentos para realizar análisis posteriores del monitoreo de los dispositivos que componen el reactor, como: la piscina de enfriamiento, barras de control, elementos de grafito y elementos combustibles con diferente posición en el núcleo, además de incluir los procesos que se generan durante la operación del reactor, tales como, el enfriamiento del núcleo, el funcionamiento del intercambiador de calor y el de la bomba difusora.