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