Resumen

El soporte del recipiente a presión del reactor (RPV, por sus siglas en inglés) es una instalación de seguridad clave que se clasifica como Clase 1 en el diseño de seguridad nuclear de la ASME. La distribución de temperatura del soporte del RPV es una de las consideraciones clave para el contacto seguro del concreto con la parte inferior del soporte. Por lo tanto, es necesario realizar una evaluación precisa de las características del campo de temperatura del soporte del RPV, especialmente en la parte inferior del soporte. Este artículo investiga las características del campo de temperatura del soporte del RPV modificado que se aplicará a un gran reactor de agua a presión avanzado. Una entidad de soporte se fabrica en una proporción de 1:1, y su distribución de temperatura se mide bajo condiciones simuladas de operación del reactor. También se utiliza una simulación numérica para validar los resultados mediante el modelo CFD desarrollado. Los resultados muestran que bajo las condiciones de operación, en las que la temperatura de entrada del aire de enfriamiento es de 35.35°C y la velocidad es de 6.25 m/s, la

• Materias:Transferencia de calor Desechos nucleares Análisis termohidráulico Mantenimiento de equipos Flujo de calor
• Subjects:Heat transfer Nuclear waste Thermohydraulic analysis Equipment maintenance Heat flow
• Palabras claves:Vasija de presión del reactor; Soporte; Distribución de la temperatura; RPV; Modificado; Simulación numérica
• Keywords:Reactor pressure vessel; Support; Temperature distribution; RPV; Modified; Numerical simulation