Cálculos avanzados de termohidráulica en un circuito de refrigeración de agua a presión para un reactor de f

• Autores: Paloma Antonio Reyes
• Localización: Nuclear España: Revista de la Sociedad Nuclear española, ISSN 1137-2885, Nº. 406, 2019, págs. 36-39
• Idioma: español
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• Resumen

  • Dentro del desarrollo de las energías alternativas, durante los últimos años ha cobrado especial importancia la producción de electricidad por medio de la fusión nuclear. De entre la gran cantidad de reactores experimentales proyectados, el reactor de confinamiento magnético tipo Tokamak es un firme candidato para convertirse en el primer reactor de fusión nuclear.

    El Tokamak Cooling Water System (TCWS) es el circuito primario de refrigeración de este tipo de reactores cuyo objetivo es eliminar la energía generada por el plasma y transferirla al sistema secundario de enfriamiento (Figura 1).

    Los principales cálculos termohidráulicos desarrollados para los distintos subsistemas del TCWS se describen a continuación: