Estudio Matemático De Las Fluctuaciones De Fracción Volumétrica Gaseosa En Un Flujo A Dos Fases
Abstract
El conocimiento acerca del comportamiento dinámico del flujo a dos fases es importante
para un gran número de procesos, incluyendo el comportamiento del refrigerante en reactores
nucleares de potencia.
Estudios previos realizados en flujos de gas-líquido o en dispositivos experimentales diseñados
especialmente, plantean modelos teóricos que describen las fluctuaciones de la fracción volumétrica
gaseosa en un flujo a dos fases. Sin embargo, estos explican parcialmente los efectos medidos o tienen
una aplicabilidad cuestionable.
En este trabajo, utilizando datos obtenidos de una central nuclear de potencia en operación, se aplican
distintos modelos matemáticos para estudiar los cambios de intensidad de las fluctuaciones de la
fracción volumétrica gaseosa a lo largo del tubo de instrumentación en un reactor nuclear. Mediante la
comparación de estos modelos, se obtiene un modelo adecuado para la estimación de la fracción
volumétrica gaseosa, lo que aporta a la comprensión de la dinámica y estructura del fluido a dos fases
en un reactor nuclear de potencia.
para un gran número de procesos, incluyendo el comportamiento del refrigerante en reactores
nucleares de potencia.
Estudios previos realizados en flujos de gas-líquido o en dispositivos experimentales diseñados
especialmente, plantean modelos teóricos que describen las fluctuaciones de la fracción volumétrica
gaseosa en un flujo a dos fases. Sin embargo, estos explican parcialmente los efectos medidos o tienen
una aplicabilidad cuestionable.
En este trabajo, utilizando datos obtenidos de una central nuclear de potencia en operación, se aplican
distintos modelos matemáticos para estudiar los cambios de intensidad de las fluctuaciones de la
fracción volumétrica gaseosa a lo largo del tubo de instrumentación en un reactor nuclear. Mediante la
comparación de estos modelos, se obtiene un modelo adecuado para la estimación de la fracción
volumétrica gaseosa, lo que aporta a la comprensión de la dinámica y estructura del fluido a dos fases
en un reactor nuclear de potencia.
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ISSN 2591-3522