Código para el cálculo de flujo de calor en una varilla de combustible nuclear

Abstract

In this thesis it is presented the solution numerical of the system of heat transfer equations formed by the structures present in the nuclear fuel rod of a boiling water reactor (BWR). The solution to the heat equation is one-dimensional from the center of the nuclear fuel pellet to the region of the coolant. The heat produced is assumed to be proportional to the neutron flux and, furthermore, will be considered to be uniform across the cross-sectional area of the fuel rod. The heat generated comes from the center of the fuel pellet and the rod structures do not provide additional heat generation. The temperature gradients in the axial direction are also considered to be very small compared to the gradient in the radial direction and therefore the main heat flow takes place along this axis. The system is solved by the numerical method of Ruge-Kutta of the fourth order.

En este trabajo se presenta la solución numérica del sistema de ecuaciones de transferencia de calor formado por las estructuras presentes en la varilla de combustible nuclear de un reactor del agua en ebullición (BWR). La solución a la ecuación de calor es unidimensional desde el centro de la pastilla de combustible nuclear hasta la región del refrigerante. El calor producido es asumido como proporcional a el flujo de neutrones y, además, se considerará que es uniforme a través del área transversal de la varilla del combustible. El calor generado proviene del centro de la pastilla de combustible y las estructuras de la varilla no aportan una generación de calor adicional. También se considera que los gradientes de temperatura en dirección axial son muy pequeños comparados con el gradiente en dirección radial y por lo tanto, el flujo principal de calor toma lugar a lo largo de este eje. El sistema se resuelve por el método numérico de Ruge-Kutta de cuarto orden.