Resumen

El Instituto de Investigacin de Energa Atmica de Corea (KAERI) inici en 2012 la investigacin experimental sobre la circulacin del moderador como uno de los programas nacionales de investigacin y desarrollo. Este programa de investigacin incluye la construccin de la instalacin de prueba de circulacin del moderador (MCT), la produccin de datos de validacin para herramientas de dinmica de fluidos computacional (CFD) autosuficientes y el desarrollo de un sistema de medicin ptica mediante velocimetra de imgenes de partculas (PIV). En el presente artculo se presenta el anlisis de escalado realizado para ampliar los criterios de escalado adecuados para reproducir los fenmenos termohidrulicos en un tanque moderador CANDU- (CANada Deuterium Uranium-) 6 a escala, un estado de fabricacin del tanque moderador a escala 1/4. Tambin se presentan los resultados preliminares del anlisis CFD para el tanque moderador CANDU- (CANada Deuterium Uranium-) 6 a escala. Asimismo, se llevan a cabo resultados preliminares de anlisis CFD para los tanques moderador a escala real y a escala reducida para comprobar si los patrones de flujo y temperatura del moderador tanto del reactor a escala real como de la instalacin a escala reducida son idnticos.

• Materias:Instalaciones Nucleares Combustible nuclear Refrigeración en reactores Técnicas nucleares Simulación
• Subjects:Nuclear Installations Nuclear Fuel Reactor Cooling Nuclear Techniques Simulation
• Palabras claves:Corea; Instituto de investigación de la energía atómica; Circulación del moderador; Investigación nacional; Programas de desarrollo; Herramientas de cfd
• Keywords:Korea; Atomic energy research institute; Moderator circulation; National research; Development programs; Cfd tools