Diseño de un condensador para un loop experimental para probar maniobras de arranque del reactor CAREM.

En este trabajo se diseñó un condensador de vapor sobrecalentado (320°C@2bar) de 78KW que formará parte de un arreglo experimental en el cual se probarán maniobras de arranque del reactor CAREM. Con este objetivo se hizo un estudio de las distintas tecnologías de condensadores existentes en el mercado y se seleccionó el más apropiado para este proyecto. Se encontró que el formato carcasa-tubo de orientación horizontal era el más apropiado. Se efectuó un dimensionamiento termohidráulico del mismo y se realizó posteriormente un diseño mecánico para satisfacer los requerimientos siguiendo las normas TEMA y ASME. Se efectuó el armado de un circuito termohidráulico, empleando un intercambiador carcasa y tubo de la CNEA. Obteniendo experiencia en dicha tarea. Una vez finalizado el proceso de análisis y diseño del condensador, se realizaron los planos de ingeniería básica del mismo empleando un programa de diseño 3D.

Diseño de un condensador para un loop experimental para probar maniobras de arranque del reactor CAREM.

En este trabajo se diseñó un condensador de vapor sobrecalentado (320°C@2bar) de 78KW que formará parte de un arreglo experimental en el cual se probarán maniobras de arranque del reactor CAREM. Con este objetivo se hizo un estudio de las distintas tecnologías de condensadores existentes en el mercado y se seleccionó el más apropiado para este proyecto. Se encontró que el formato carcasa-tubo de orientación horizontal era el más apropiado. Se efectuó un dimensionamiento termohidráulico del mismo y se realizó posteriormente un diseño mecánico para satisfacer los requerimientos siguiendo las normas TEMA y ASME. Se efectuó el armado de un circuito termohidráulico, empleando un intercambiador carcasa y tubo de la CNEA. Obteniendo experiencia en dicha tarea. Una vez finalizado el proceso de análisis y diseño del condensador, se realizaron los planos de ingeniería básica del mismo empleando un programa de diseño 3D.

Evaluación de la integridad estructural de tubos de generadores de vapor con defectos volumétricos debidos al fretting.

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.

Evaluación de la integridad estructural de tubos de generadores de vapor con defectos volumétricos debidos al fretting.

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.

Comparison of photobioreactors for cultivation of Undaria pinnatifida gametophytes

Undaria pinnatifida gametophytes were grown in 2.5 l bubble column and airlift reactor at 25 degreesC and light intensity of 40 mumol m(-2) s(-1) for 6 days. With aeration at 1 l min(-1), the airlift reactor yielded higher growth rate (0.12 mg DW ml(-1) d(-1)) than a bubble column (0.08 mg DW ml(-1) d(-1)). The advantages were related to the more homogeneous fluid dynamic characteristics of the airlift reactor.

Studies on the electrochemical disinfection of water containing Escherichia coli using a Dimensionally Stable Anode

Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP)

Tratamiento de lixiviados de residuos de origen urbano mediante MBR

Se ha utilizado una planta de tratamiento a escala laboratorio consiste en un biorreactor de membrana (MBR). Esta planta está compuesta por un reactor biológico de 25 L de capacidad. Se utilizó una membrana plana de micro filtración marca Kubota de polietileno clorado, tamaño de poro 0,1 μm y área de filtración 0.116 m2. Se utilizaron como condiciones de operación: tiempo de residencia hidráulico 3 días, caudal de permeado 0.35 L/h y LMH 3 L/m2h. Se ha podido comprobar que es posible adaptar una población microbiológica a las particulares características químicas del lixiviado procedente de la planta y tratar estos lixiviados en un reactor biológico de membrana sumergida operando en condiciones habituales de sólidos en suspensión en el reactor entre 8-12 g/L durante un periodo de 6 meses. El proceso utilizado permite reducir la materia orgánica (97% DBO5 y 40% DQO) presente en estas corrientes residuales, agotando prácticamente toda la materia biodegradable. Respecto a los contenidos de nutrientes, el tratamiento MBR ensayado permite reducir de 35-40% el nitrógeno total, 45-50% el nitrógeno amoniacal y un 65-70% el fósforo total. Los sólidos en suspensión se han reducido en el efluente tratado en más de un 99%.

Proceedings of the U.S. Nuclear Regulatory Commission Thirteenth Water Reactor Safety Research Information Meeting, held at National Bureau of Standards, Gaithersburg, Maryland, October 22-25, 1985 /

Includes bibliographies.

Residence time investigation in a co-axial dielectric barrier discharge reactor

The residence time distribution (RTD) is a crucial parameter when treating engine exhaust emissions with a Dielectric Barrier Discharge (DBD) reactor. In this paper, the residence time of such a reactor is investigated using a finite element based software: COMSOL Multiphysics 4.3. Non-thermal plasma (NTP) discharge is being introduced as a promising method for pollutant emission reduction. DBD is one of the most advantageous of NTP technologies. In a two cylinder co-axial DBD reactor, tubes are placed between two electrodes and flow passes through the annuals between these barrier tubes. If the mean residence time increases in a DBD reactor, there will be a corresponding increase in reaction time and consequently, the pollutant removal efficiency can increase. However, pollutant formation can occur during increased mean residence time and so the proportion of fluid that may remain for periods significantly longer than the mean residence time is of great importance. In this study, first, the residence time distribution is calculated based on the standard reactor used by the authors for ultrafine particle (10-500 nm) removal. Then, different geometrics and various inlet velocities are considered. Finally, for selected cases, some roughness elements added inside the reactor and the residence time is calculated. These results will form the basis for a COMSOL plasma and CFD module investigation.

Liquid phase hydrogenation of aniline in a trickle bed reactor

A rate equation is developed for the liquid phase hydrogenation of aniline over cylindrical catalyst pellets of 30% nickel deposited on clay in a trickle bed reactor. The equation takes into account external and internal diffusional limitations, and describes the experimental data adequately. The hydrogenation reaction is first order with respect to hydrogen and zero order with respect to aniline. Effectiveness factors are in the range 0.003-0.03. Apparent activation energy of the reaction is 12.7 kcal/mol and true activation energy is 39.6 kcal/mol.

Computer simulation of multi-elemental fusion reactor materials

Thermonuclear fusion is a sustainable energy solution, in which energy is produced using similar processes as in the sun. In this technology hydrogen isotopes are fused to gain energy and consequently to produce electricity. In a fusion reactor hydrogen isotopes are confined by magnetic fields as ionized gas, the plasma. Since the core plasma is millions of degrees hot, there are special needs for the plasma-facing materials. Moreover, in the plasma the fusion of hydrogen isotopes leads to the production of high energetic neutrons which sets demanding abilities for the structural materials of the reactor. This thesis investigates the irradiation response of materials to be used in future fusion reactors. Interactions of the plasma with the reactor wall leads to the removal of surface atoms, migration of them, and formation of co-deposited layers such as tungsten carbide. Sputtering of tungsten carbide and deuterium trapping in tungsten carbide was investigated in this thesis. As the second topic the primary interaction of the neutrons in the structural material steel was examined. As model materials for steel iron chromium and iron nickel were used. This study was performed theoretically by the means of computer simulations on the atomic level. In contrast to previous studies in the field, in which simulations were limited to pure elements, in this work more complex materials were used, i.e. they were multi-elemental including two or more atom species. The results of this thesis are in the microscale. One of the results is a catalogue of atom species, which were removed from tungsten carbide by the plasma. Another result is e.g. the atomic distributions of defects in iron chromium caused by the energetic neutrons. These microscopic results are used in data bases for multiscale modelling of fusion reactor materials, which has the aim to explain the macroscopic degradation in the materials. This thesis is therefore a relevant contribution to investigate the connection of microscopic and macroscopic radiation effects, which is one objective in fusion reactor materials research.

Study of Pulsed Plasma in a Crossed Flow Dielectric Barrier Discharge Reactor for Improvement of NOx Removal in Raw Diesel Engine Exhaust

Improved performance of plasma in raw engine exhaust treatment is reported. A new type of reactor referred to as of cross-flow dielectric barrier discharge (DBD) was used, in which the gas flow is perpendicular to the corona electrode. In raw exhaust environment, the cross-flow (radial-flow) reactor exhibits a superior performance with regard to NOX removal when compared to that with axial flow of gas. Experiments were conducted at different flow rates ranging from 2 L/min to 25 L/min. The plasma assisted barrier discharge reactor has shown encouraging results in NOx removal at high flow rates.