Resumen

El Instituto de Investigación de Energía Atómica de Corea (KAERI) inició la investigación experimental sobre la circulación del moderador como uno de los programas nacionales de investigación y desarrollo a partir de 2012. Este programa de investigación incluye la construcción de la instalación de prueba de circulación del moderador (MCT), la producción de datos de validación para herramientas de dinámica de fluidos computacional (CFD) autónomas y el desarrollo de un sistema de medición óptica utilizando la velocimetría de imagen de partículas (PIV). En el presente artículo presentamos el análisis de escalamiento realizado para ampliar los criterios de escalamiento adecuados para reproducir fenómenos termohidráulicos en un tanque de moderador en escala reducida del CANDU- (CANada Deuterio Uranio-) 6, el estado de fabricación del tanque de moderador a escala 1/4. Además, se llevan a cabo resultados preliminares del análisis de CFD para los tanques de moderador a tamaño completo y en escala reducida para verificar

• 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