En el Laboratorio se diseñan, construyen y realizan ensayos relacionados con mecánica de fluidos y transferencia de calor en flujos multifásicos. También se desarrollan y caracterizan sensores específicos para flujos en una y dos fases, utilizando circuitos experimentales ad hoc.
Los parámetros típicos que se controlan y/o miden son presión, caudal, potencia calefactora, temperaturas y fracción de vacío. En experimentos que involucren fenómenos no estacionarios, se realiza un análisis particular en función del tiempo y/o frecuencia característica del fenómeno.

En esta página

• Actividades que se realizan
• Equipamiento

Actividades que se realizan

Líneas de investigación

• Caracterización hidrodinámica 3D de flujos en geometrías complejas.
  Se desarrolló un novedoso sistema de medición no intrusiva que permite una completa caracterización de complejos fenómenos termohidráulicos existentes en geometrías complejas.
  El sistema es particularmente apto para su uso en geometrías de tipo ‘rod bundle’ como el que se encuentra en elementos combustibles nucleares convencionales.

• Estudio del fenómeno de Flujo Crítico de Calor (CHF, por su sigla en inglés) en elementos combustibles nucleares.
  Se desarrolló y construyó un circuito para la evaluación de los límites de la refrigeración de elementos combustibles nucleares a escala 1:1, que se encuentra en etapa de puesta a punto para la evaluación de los elementos de la Central Nuclear Atucha II con separadores de tipo elástico.
  El mismo permite evaluar el fenómeno de CHF para un gran número de diseños de elementos combustibles y así desarrollar diseños optimizados de los mismos.

Actualmente la sección de ensayos de CHF reproduce un símil de Elemento Combustible de Atucha II que se encuentra instrumentada con 148 sensores de termocuplas móviles que pueden desplazarse tanto axial como angularmente mediante un sistema de automatización. Esto lo ubica dentro de los cinco circuitos experimentales a nivel mundial con este tipo de instrumentación.

• Análisis de mezclado térmico e hidrodinámico 3D en subcanales de elementos combustibles nucleares.
  Mediante el uso de termocuplas deslizantes móviles en un símil es posible obtener información detallada respecto de la refrigeración de los elementos combustibles nucleares mientras éstos se encuentran en condiciones de operación.
  La instrumentación desarrollada es no intrusiva, lo que posibilita investigar los diferentes fenómenos de mezclado entre los subcanales. Además, al estar el sistema de sensores completamente automatizado, es posible obtener una detallada reconstrucción de la distribución de la temperatura en la superficie de las vainas calefactoras.

• Desarrollo y validación de reglas de escaleo fluido-a-fluido.
  Se encuentra en desarrollo y construcción un circuito que permitirá verificar la semejanza de las reglas de escaleo fluido-a-fluido para su uso en ensayos de CHF en condiciones de interés para reactores autopresurizados y de circulación natural y de bajo título termodinámico como el reactor de potencia CAREM.

• Modelado estocástico del fenómeno de ebullición y CHF mediante autómatas celulares y geométricos.
  A partir de un innovador modelo estocástico basado en el paradigma de autómatas celulares y geométricos, se ha podido estudiar el impacto que tienen en la ebullición diferentes parámetros tales como: ‘wettability’, distribución y tamaño de los sitios de nucleación, material del calefactor, fluido analizado, etc.
  El modelo ha permitido reproducir experimentos dedicados utilizando calefactores recubiertos con superficies con topologías nanostructuradas dedicados.
• Desarrollo de modelos de mezclado entre subcanales de elementos combustibles nucleares.
  A partir de mediciones dinámicas 3D de la presión estática, y utilizando diferentes técnicas de análisis de ruido, se ha podido identificar estructuras coherentes de gran escala e investigar acerca de su generación, desarrollo e interacción en geometrías de tipo ‘rod bundle’.
  Además, se ha logrado indagar sobre el efecto que tienen los separadores en dichas estructuras.

Por otro lado, utilizando mediciones de distribución de temperatura en subcanales se está desarrollando un modelo semi-empírico para la evaluación del mezclado en la distribución de la energía en los subcanales de un elemento combustible de la Central Nuclear Atucha II en diferentes condiciones de operación.

Otras actividades

• Diseño de ensayos y análisis de datos experimentales en el área termohidráulica.
• Desarrollo y caracterización de sensores de termocuplas móviles.
• Automatización de sensores móviles para medición de presión y temperatura.
• Diseño y caracterización de anemómetros para uso en aire.
• Diseño del recubrimiento dieléctrico de superficies.
• Programación de alto nivel para adquisición de datos y el análisis de señales.
• Diseño y construcción de estructuras metálicas y piezas específicas para ensayos experimentales (Sección Taller).
• Asesoramiento para la optimización del diseño de componentes nucleares complejos (tales como separadores de elementos combustibles nucleares).
• Análisis de la termohidráulica de reactores integrados, autopresurizados y de circulación natural con bajo título termodinámico.
• Análisis de inestabilidades termohidráulicas con acoplamiento neutrónico en reactores de tipo BWR de circulación natural.

Equipamiento

Caracterización hidrodinámica 3d de flujos en geometrías complejas.

• Loop CHICO (Circuito Hidráulico para Combustibles Optimizados). El mismo está equipado con un sistema de medición 3D de la presión automatizado.
• Loop KAREM. Circuito para la investigación de la fluidodinámica en elementos combustibles nucleares para reactores integrados. El mismo está equipado con un sistema de medición 3D de la presión automatizado.

Estudio del fenómeno de flujo crítico de calor en elementos combustibles nucleares

• Circuito de Flujo Crítico de Calor (CHF). Este circuito está diseñado con la técnica de escaleo fluido-a-fluido. Tiene la capacidad de explorar los límites de la transferencia térmica en elementos combustibles de diferentes diseños de reactores nucleares refrigerados por agua (PWRs, BWRs, SMRs, SCWRs, etc.). Potencia eléctrica disponible 1MW.
• Sección de Pruebas para ensayos de CHF en elementos combustibles de la CNAII (de tipo PHWR) a escala 1:1, equipada con instrumentación para obtener mapeo 3D de temperaturas.
• Electrogenerador de 1500KVA de potencia.

Evaluación 3D de la refrigeración de elementos combustibles nucleares

• Sistema de termocuplas deslizantes móviles automatizado. Este sistema consta de 148 termocuplas móviles que permiten reconstruir la temperatura en todas las vainas y así determinar la performance de refrigeración de elementos combustibles nucleares en diferentes condiciones de interés.
• Sección de Pruebas para ensayos de CHF en elementos combustibles de la CNAII (de tipo PHWR) a escala 1:1, equipada con instrumentación para obtener mapeo 3D de temperaturas.

Circuito de ensayos de hidráulicos para facilidad de neutrografía del RA-10

Cada uno de estos circuitos consta de instrumentación específica para mediciones de presión, temperatura y caudal. El Circuito de Flujo Crítico de Calor está integrado además por Torre de enfriamiento con capacidad de 1 MW, 7 Fuentes de corriente de 1850A cada una, y Grupo Electrógeno de 1500 kVA.

Otros

• 7 módulos de fuentes switcheadas de 80VDC y 1800A cada una.
• Filtro pre y post fuente.
• Bombas centrifugas con diferentes rangos
• Sensores de presión
• Cámara térmica FLUKE
• Multímetros
• Osciloscopios
• Generadores de funciones
• Soldadora de temocuplas
• Horno deslizante de curado de recubrimientos aislantes
• Banco de ajuste de recubrimientos aislantes en vainas calefactoras
• Fuentes de potencia
• Calibrador de procesos
• Placas de adquisición de señales
• Servomotores

Sección Taller

• Soldadoras TIG, MIG y Plasma
• Tornos
• Fresadora
• Arenadora
• Prensa hidráulica
• Plataforma elevadora
• Instrumentación dedicada (micrómetros digitales y mecánicos. Micrómetro ultrasónico)
• Cortadora de caños