Biblioteca Virtual

Simulación computacional del flujo multifásico agua-vapor ante la inundación de emergencia del núcleo de reactores nucleares

Mostrar el registro sencillo del ítem

dc.contributor.advisor Ramajo, Damián Enrique
dc.contributor.author Sarache Piña, Alirio Johan
dc.contributor.other Larreteguy, Axel
dc.contributor.other Battaglia, Laura
dc.contributor.other Coussirat, Miguel
dc.date.accessioned 2025-12-03T13:57:11Z
dc.date.available 2025-12-03T13:57:11Z
dc.date.issued 2025-07-24
dc.identifier.uri https://hdl.handle.net/11185/8658
dc.description Fil: Sarache Piña, Alirio Johan. Universidad Nacional del Litoral. Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas; Argentina. es_ES
dc.description.abstract Esta tesis presenta una metodología numérica integrada para predecir la limitación de flujo a contracorriente (CCFL) en plantas nucleares, combinando CFD 3D con OpenFOAM y el código de sistema RELAP5-Mod3. El enfoque se organiza en tres ejes: (i) selección y verificación de la estrategia multifásica y captura de interfase; (ii) modelado de la turbulencia con formulaciones de densidad variable; y (iii) uso de resultados CFD para apoyar correlaciones de CCFL a escala de planta. Se compararon formulaciones Eulerianas de dos fluidos (TF) y Volumen de Fluido (VOF) frente a datos de columnas de aire-agua. VOF resultó más robusto y preciso para describir interfase y métricas globales, con errores del orden del 1 %, mientras que TF sufre difusión numérica. Las formulaciones de densidad constante subestiman la disipación y el salto turbulento, afectando los perfiles de flujo. Los modelos de dos ecuaciones con densidad variable (rho-var), destacándose k-epsilon RNG, mejoran la predicción. Sobre esta base se construyó un modelo VOF–RANS 3D con turbulencia rho-var que reproduce, en una hot-leg experimental, CCFL con errores inferiores al 10 % en caída de presión y umbral de bloqueo, mientras que RELAP5 con correlación de Wallis resulta conservador. En un LOCA del 40 % en CANDU-6, el impacto del modelado CCFL sobre variables globales de planta es acotado, pero se prevé más crítico en SBLOCA. Se obtienen directrices: para Jf0.5<0.15 basta un enfoque 1D con correlaciones adecuadas; para Jf0.5>0.20 o geometrías con curvaturas pronunciadas es esencial CFD con captura explícita de interfase. es_ES
dc.description.abstract This thesis presents an integrated numerical methodology to predict counter-current flow limitation (CCFL) in nuclear power plants by combining 3D CFD with OpenFOAM and the system code RELAP5-Mod3. The approach is structured around three axes: (i) selection and verification of the multiphase strategy and interface-capturing scheme; (ii) turbulence modelling with variable-density formulations; and (iii) use of CFD results to support CCFL correlations at plant scale. Eulerian two-fluid (TF) and Volume of Fluid (VOF) formulations are compared against controlled air–water column data. VOF proves more robust and accurate to represent interface topology and global metrics, achieving errors of about 1%, while TF suffers interface smearing due to numerical diffusion. Constant-density turbulence models underestimate dissipation and the interfacial turbulence jump, degrading flow predictions. Two-equation models with variable density (rho-var), with k-epsilon RNG as an optimal compromise between cost and fidelity, significantly improve predictions. On this basis, a 3D VOF–RANS model with rho-var turbulence is built and applied to a representative hot-leg experiment, reproducing CCFL with errors below 10% in pressure drop and flooding onset, whereas RELAP5 with a Wallis-type correlation remains conservative. For a 40% LOCA in a CANDU-6 reactor, the impact of CCFL modelling on global plant variables is limited but expected to be more critical in SBLOCA. Practical guidelines are proposed: for Jf0.5<0.15 a 1D approach with suitable correlations is sufficient, whereas for Jf0.5>0.20 or strongly curved geometries, CFD with explicit interface capturing becomes essential en_EN
dc.description.sponsorship Consejo Nacional de Investigaciones Científicas y Técnicas es_ES
dc.description.sponsorship Universidad Nacional del Litoral
dc.format application/pdf
dc.language.iso spa es_ES
dc.rights info:eu-repo/semantics/openAccess
dc.rights.uri http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/deed.es
dc.subject Mecánica computacional es_ES
dc.subject Flujo multifásico es_ES
dc.subject Modelo de dos fluidos es_ES
dc.subject Volumen de fluido es_ES
dc.subject Flujo segregado es_ES
dc.subject Código de sistemas es_ES
dc.subject Computational mechanics en_EN
dc.subject Multiphase flow en_EN
dc.subject Two-fluid model en_EN
dc.subject Volume of fluid en_EN
dc.subject Segregated flow en_EN
dc.subject System code en_EN
dc.title Simulación computacional del flujo multifásico agua-vapor ante la inundación de emergencia del núcleo de reactores nucleares es_ES
dc.title.alternative Computational simulation of water–steam multiphase flow during emergency core flooding in nuclear reactors en_EN
dc.type SNRD es_ES
dc.type info:eu-repo/semantics/doctoralThesis
dc.type info:ar-repo/semantics/tesis doctoral
dc.type info:eu-repo/semantics/acceptedVersion
dc.contributor.coadvisor Corzo, Santiago Francisco
unl.degree.type doctorado
unl.degree.name Doctorado en Ingeniería
unl.degree.mention Mecánica Computacional
unl.degree.grantor Facultad de Ingeniería y Ciencias Hídricas
unl.formato application/pdf


Ficheros en el ítem

Este ítem aparece en

Mostrar el registro sencillo del ítem

info:eu-repo/semantics/openAccess Excepto si se señala otra cosa, la licencia del ítem se describe como info:eu-repo/semantics/openAccess

Buscar en la biblioteca