La termohidráulica de los nuevos sistemas nucleares

El diseño de reactores nucleares ha pasado por cuatro generaciones. En comparación a la segunda generación (Gen II), la tercera generación (Gen III) garantiza un nivel de seguridad más elevado. Sin embargo, los reactores Gen III no cumplen con las exigencias planteadas por un desarrollo de la energía nuclear a más largo plazo.

Para surtir garantizar que la industria nuclear sea un futuro nuclear segurao y sostenible en el futuro, se ha propuesto una cuarta generación de reactores que comprende reactores de alta temperatura, reactores rápidos refrigerados por gas y reactores supercríticos refrigerados por agua. La termohidráulica es un componente común a todos los reactores Gen IV.

A pesar de las diferencias entre refrigerantes y estructuras de canalización de los flujos, en el ámbito del proyecto THINS (Thermal-hydraulics of innovative nuclear systems), financiado por la UE, se han identificado cinco aspectos transversales de la termohidráulica. Esta colaboración, que abarca veinticuatro instituciones, se ha centrado en la termohidráulica del núcleo, la convección turbulenta monofásica, el flujo multifásico y el acoplamiento de código.

El objetivo básico del proyecto THINS ha consistido en desarrollar y validar las metodologías computacionales y experimentales que permitan estudiar dichos fenómenos termohidráulicos. También se ha trabajado en aplicar los resultados científicos obtenidos a efectos de compartir difundir el conocimiento adquirido.

Los participantes en el proyecto THINS han verificado herramientas de simulación de flujos refrigerantes en el seno de los componentes del núcleo del reactor y han calculado pérdidas de carga y transferencias térmicas en los haces tubulares y sus rejillas. Los investigadores asociados a THINS verificaron herramientas de simulación del flujo de refrigerante en el interior del núcleo del reactor. Además, calcularon la caída de presión y la transferencia de calor en haces de tubos y rejillas espaciadoras. Asimismo, han modelizado el flujo de eutéctico plomo-bismuto por el haz de varillas, utilizando modelos de turbulencia.

Los investigadores que trabajan en el proyecto han elaborado una base de datos exhaustiva con los resultados de las simulaciones numéricas directas y los datos experimentales. Esta base de datos se ha utilizado para caracterizar fenómenos fluidodinámicos como patrones de convección, estratificación térmica o intercambio térmico entre fluido y estructura en reactores.Esto se aprovechó para caracterizar fenómenos de flujo como los patrones de convección, la estratificación térmica y el intercambio térmico fluido-estructura en los reactores.

Se han analizado la transferencia de calor y la mezcla de flujos en sistemas de refrigeración de reactores monofásicos. Los investigadores del proyecto THINS han desarrollado nuevos métodos de modelización dirigidos a describir con exactitud los efectos de la flotabilidad y la turbulencia anisotrópica dentro de una amplia gama de números de Prandtl.

Los modelos existentes se han desarrollado y validado más a fondo de cara a estudiar los flujos multifásicos en los sistemas de reactores más innovadores. Los fenómenos reológicos estudiados se refieren a los flujos en superficie libre en reactores refrigerados por metal líquido tipo piscina, y a la interacción entre el agua y el metal pesado en estado líquido.

El equipo del proyecto THINS ha desarrollado y validado técnicas nuevas de acoplamiento de código que permiten predecir con fiabilidad los fenómenos termohidráulicos transitorios multiescala en sistemas de reactores de alta y muy alta temperatura. En concreto, han estudiado el transporte de polvo de grafito en el lazo del refrigerante.

Las actividades del proyecto THINS se han completado con la formación de jóvenes ingenieros e investigadores nucleares. La aplicación de los resultados científicos a la formación ha demostrado una eficacia elevada a la hora de fortalecer unas bases que permitan conservar y divulgar los conocimientos sobre el terreno.