2 resultados para Steam generation
em RICABIB: Repositorio Institucional del Centro Atomico Bariloche e Instituto Balseiro - Argentina
Resumo:
Este trabajo se enfoca en el diseño de una turbina de vapor de carácter experimental para simular, en un laboratorio de transferencia térmica, la dinámica propia de una turbina de mayor tamaño en el circuito secundario de un ciclo de potencia. La máquina diseñada produciría 185 kW de potencia en el eje a 9.000 RPM con un rendimiento interno del 88 %, tomando en la entrada 0,4 kg/s de vapor saturado a 40 bar y descargando a una presión de 1,5 bar. Se desarrolló la teoría de turbomáquinas necesaria para realizar los cálculos fuidodinámicos y se propuso un método de diseño apropiado para el alcance del trabajo. Se decidió que la turbina sería de tres etapas, dos Curtis y una de impulso, y se realizaron los cálculos correspondientes. Una vez que el diseño fluidodinámico estaba definido, se procedió a dimensionar los distintos elementos mecánicos, con el alcance correspondiente a ingeniería conceptual y básica. Se realizaron detalladamente los cálculos propios del dimensionado del rotor (eje y discos), rodamientos, carcasa, válvula de seguridad de presión y asociados. Además se presentó el diseño conceptual de los elementos restantes, sistema de control y otros auxiliares. Finalmente, se realizaron los modelos en software 3D de todas las piezas y se produjeron los planos correspondientes.
Resumo:
Los Generadores de vapor (GVs) en una central nuclear están conformados por un manojo de tubos que actúan como una barrera entre el sistema primario contaminado y el secundario. A través de los tubos de GVs (TGVs) se desarrolla el intercambio de calor que produce el vapor que después accionará las turbinas de la central. Estos componentes están sometidos a unas condiciones térmicas, químicas y mecánicas bastante severas, que pueden provocar la aparición de defectos geométricos y volumétricos comprometiendo su integridad estructural. Es por esta razón que el mantenimiento de los GVs es importante para la operación económica y segura de las centrales nucleares. Uno de los principales mecanismos de desgaste de los tubos de GVs es el fenómeno conocido como fretting. El mismo provoca el adelgazamiento de las paredes de los TGVs debido a pequeños movimientos relativos entre superficies en contacto. Dado el caso particular de los GVs del reactor CAREM-25 en los que el circuito primario se encuentra del lado externo de los tubos que lo constituyen, la ocurrencia de este mecanismo de daño podría comprometer la integridad de los mismos haciéndolos más susceptibles al daño por colapso. El presente trabajo constituye una continuación del Proyecto integrador finalizado en el 2015 por Pablo Lazo en el que se evaluó la influencia de efectos de ovalización en el colapso de los tubos de los GVs. Se evalúa ahora la influencia de defectos volumétricos debido a fretting. Esto se realizó a través de modelos numéricos que estiman la presión de colapso en los tubos con y sin defecto. Los resultados de los modelos se compararon con resultados de expresiones analíticas obtenidas por otros autores, valores experimentales propios y otros valores de referencia. A partir del análisis de los resultados se derivaron algunas conclusiones que ayudan a entender el comportamiento de los tubos de GVs con defectos debido a mecanismo de daño por fretting. Además se desarrollaron expresiones matemáticas que ayudan a definir las dimensiones de los defectos que comprometen la integridad estructural de los TGVs en el caso del reactor CAREM-25.