100 resultados para Refrigerante
Resumo:
Pós-graduação em Odontologia - FOAR
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Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP)
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Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP)
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Objective: To evaluate the effect of different chewing gum brands on the salivary pH of children with primary dentition. Method: Forty children were selected and assigned to four groups: control (no chewing gum); sugarless chewing gum; chewing gum with casein phosphopeptide-amorphous calcium phosphate; and chewing gum with xylitol. The first saliva collection was made after supervised tooth brushing for stabilization of the oral pH. Next, all children were instructed to drink slowly 100 mL of a cola-based soft drink (Coca-Cola®) and a new saliva collection was made 10 min later. Then, each group chewed on the chewing gum for 5 min and discarded it after this time. Saliva was collected again at 5, 10 and 15 min intervals after start using the chewing gum. Measurement of salivary pH was made with colorimetric test papers and a digital pH-meter. Data were analyzed statistically by analysis of variance and Tukey’s test at a 5% significance level. Results: The use of chewing gums accelerated the increase of salivary pH to considerably alkaline levels after consumption of an acidic beverage, especially within the first minutes. The highest levels were obtained in the groups of children that used chewing gums containing xylitol and casein phosphopeptide-amorphous calcium phosphate. Conclusion: Children that used the chewing gums after ingestion of an acidic soft drink presented an increase in salivary pH, with the best results in the groups that used chewing gums containing casein phosphopeptide-amorphous calcium phosphate and xylitol.
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Il CP-ESFR è un progetto integrato di cooperazione europeo sui reattori a sodio SFR realizzato sotto il programma quadro EURATOM 7, che unisce il contributo di venticinque partner europei. Il CP-ESFR ha l'ambizione di contribuire all'istituzione di una "solida base scientifica e tecnica per il reattore veloce refrigerato a sodio, al fine di accelerare gli sviluppi pratici per la gestione sicura dei rifiuti radioattivi a lunga vita, per migliorare le prestazioni di sicurezza, l'efficienza delle risorse e il costo-efficacia di energia nucleare al fine di garantire un sistema solido e socialmente accettabile di protezione della popolazione e dell'ambiente contro gli effetti delle radiazioni ionizzanti. " La presente tesi di laurea è un contributo allo sviluppo di modelli e metodi, basati sull’uso di codici termo-idraulici di sistema, per l’ analisi di sicurezza di reattori di IV Generazione refrigerati a metallo liquido. L'attività è stata svolta nell'ambito del progetto FP-7 PELGRIMM ed in sinergia con l’Accordo di Programma MSE-ENEA(PAR-2013). Il progetto FP7 PELGRIMM ha come obbiettivo lo sviluppo di combustibili contenenti attinidi minori 1. attraverso lo studio di due diverse forme: pellet (oggetto della presente tesi) e spherepac 2. valutandone l’impatto sul progetto del reattore CP-ESFR. La tesi propone lo sviluppo di un modello termoidraulico di sistema dei circuiti primario e intermedio del reattore con il codice RELAP5-3D© (INL, US). Tale codice, qualificato per il licenziamento dei reattori nucleari ad acqua, è stato utilizzato per valutare come variano i parametri del core del reattore rilevanti per la sicurezza (es. temperatura di camicia e di centro combustibile, temperatura del fluido refrigerante, etc.), quando il combustibile venga impiegato per “bruciare” gli attinidi minori (isotopi radioattivi a lunga vita contenuti nelle scorie nucleari). Questo ha comportato, una fase di training sul codice, sui suoi modelli e sulle sue capacità. Successivamente, lo sviluppo della nodalizzazione dell’impianto CP-ESFR, la sua qualifica, e l’analisi dei risultati ottenuti al variare della configurazione del core, del bruciamento e del tipo di combustibile impiegato (i.e. diverso arricchimento di attinidi minori). Il testo è suddiviso in sei sezioni. La prima fornisce un’introduzione allo sviluppo tecnologico dei reattori veloci, evidenzia l’ambito in cui è stata svolta questa tesi e ne definisce obbiettivi e struttura. Nella seconda sezione, viene descritto l’impianto del CP-ESFR con attenzione alla configurazione del nocciolo e al sistema primario. La terza sezione introduce il codice di sistema termico-idraulico utilizzato per le analisi e il modello sviluppato per riprodurre l’impianto. Nella sezione quattro vengono descritti: i test e le verifiche effettuate per valutare le prestazioni del modello, la qualifica della nodalizzazione, i principali modelli e le correlazioni più rilevanti per la simulazione e le configurazioni del core considerate per l’analisi dei risultati. I risultati ottenuti relativamente ai parametri di sicurezza del nocciolo in condizioni di normale funzionamento e per un transitorio selezionato sono descritti nella quinta sezione. Infine, sono riportate le conclusioni dell’attività.
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Este proyecto consiste en el dimensionamiento del proceso de licuación de una planta offshore para la producción de gas natural licuado, usando únicamente N2 como refrigerante, evitando de este modo riesgos potenciales que podrían surgir con el uso de refrigerantes mixtos compuestos de hidrocarburos. El proceso ha sido diseñado para acomodar 35,23 kg/s (aproximadamente un millón de toneladas por año) de gas natural seco, sin separación de gases licuados de petróleo (GLP) y ajustarlo dentro de los parámetros requeridos en las especificaciones del proceso. Para proceder al dimensionamiento del proceso de licuación de gas natural de la planta se ha empleado el programa Aspen Plus. Los sistemas floating production, storage and offloading para licuar el gas natural (LNG-FPSO), es una nueva unidad conceptual y un modo realista y efectivo para la explotación, recuperación, almacenamiento, transporte y agotamiento de los campos marginales de gas y las fuentes de gas asociadas offshore. En el proyecto se detalla el proceso, equipos necesarios y costes estimados, potencia aproximada requerida y un breve análisis económico. ABSTRACT This project consist of the dimensioning of a liquefaction process in an offshore plant to produce liquefied natural, using only N2 as refrigerant in the cooling cycles to avoid potential hazards of mixed hydrocarbon refrigerants. The process was designed to accommodate 35.23 kg/s (roughly 1 MTPA) of raw natural gas feed without separation of LPG, and fits within all parameters required in the process specifications. The plant has been designed with the computer tool Aspen Plus. The floating production, storage and offloading system for liquefied natural gas (LNGFPSO), is a new conceptual unit and an effective and realistic way for exploitation, recovery, storage, transportation and end-use applications of marginal gas fields and offshore associated-gas resources. The following report details the process, equipment needs and estimated costs, approximated power requirements, and a brief economic analysis.
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En esta tesis se investiga de forma experimental el transporte pasivo de magnitudes físicas en micro-sistemas con carácter de inmediata aplicación industrial, usando métodos innovadores para mejorar la eficiencia de los mismos optimizando parámetros críticos del diseño o encontrar nuevos destinos de posible aplicación. Parte de los resultados obtenidos en estos experimentos han sido publicados en revistas con un índice de impacto tal que pertenecen al primer cuarto del JCR. Primero de todo se ha analizado el efecto que produce en un intercambiador de calor basado en micro-canales el hecho de dejar un espacio entre canales y tapa superior para la interconexión de los mismos. Esto genera efectos tridimensionales que mejoran la exracción de calor del intercambiador y reducen la caída de presión que aparece por el transcurso del fluido a través de los micro-canales, lo que tiene un gran impacto en la potencia que ha de suministrar la bomba de refrigerante. Se ha analizado también la mejora producida en términos de calor disipado de un micro-procesador refrigerado con un ampliamente usado plato de aletas al implementar en éste una cámara de vapor que almacena un fluido bifásico. Se ha desarrollado de forma paralela un modelo numérico para optimizar las nuevas dimensiones del plato de aletas modificado compatibles con una serie de requerimientos de diseño en el que tanto las dimensiones como el peso juegan un papel esencial. Por otro lado, se han estudiado los fenomenos fluido-dinámicos que aparecen aguas abajo de un cuerpo romo en el seno de un fluido fluyendo por un canal con una alta relación de bloqueo. Los resultados de este estudio confirman, de forma experimental, la existencia de un régimen intermedio, caracterizado por el desarrollo de una burbuja de recirculación oscilante entre los regímenes, bien diferenciados, de burbuja de recirculación estacionaria y calle de torbellinos de Karman, como función del número de Reynolds del flujo incidente. Para la obtención, análisis y post-proceso de los datos, se ha contado con la ayuda de un sistema de Velocimetría por Imágenes de Partículas (PIV). Finalmente y como adición a este último punto, se ha estudiado las vibraciones de un cuerpo romo producidas por el desprendimiento de torbellinos en un canal de alta relación de bloqueo con la base obtenida del estudio anterior. El prisma se mueve con un movimiento armónico simple para un intervalo de números de Reynolds y este movimiento se transforma en vibración alrededor de su eje a partir de un ciero número de Reynolds. En relación al fluido, el régimen de desprendimiento de torbellinos se alcanza a menores números de Reynolds que en el caso de tener el cuerpo romo fijo. Uniendo estos dos registros de movimientos y variando la relación de masas entre prisma y fluido se obtiene un mapa con diferentes estados globales del sistema. Esto no solo tiene aplicación como método para promover el mezclado sino también como método para obtener energía a partir del movimiento del cuerpo en el seno del fluido. Abstract In this thesis, experimental research focused on passive scalar transport is performed in micro-systems with marked sense of industrial application, using innovative methods in order to obtain better performances optimizing critical design parameters or finding new utilities. Part of the results obtained in these experiments have been published into high impact factor journals belonged to the first quarter of the Journal Citation Reports (JCR). First of all the effect of tip clearance in a micro-channel based heat sink is analyzed. Leaving a gap between channels and top cover, letting the channels communicate each other causes three-dimensional effects which improve the heat transfer between fluid and heat sink and also reducing the pressure drop caused by the fluid passing through the micro-channels which has a great impact on the total cooling pumping power needed. It is also analyzed the enhancement produced in terms of dissipated heat in a micro-processor cooling system by improving the predominantly used fin plate with a vapour chamber based heat spreader which contains a two-phase fluid inside. It has also been developed at the same time a numerical model to optimize the new fin plate dimensions compatible with a series of design requirements in which both size and wight plays a very restrictive role. On the other hand, fluid-dynamics phenomena that appears downstream of a bluff body in the bosom of a fluid flow with high blockage ratio has been studied. This research experimentally confirms the existence of an intermediate regime characterized by an oscillating closed recirculation bubble intermediate regime between the steady closed recirculation bubble regime and the vortex shedding regime (Karman street like regime) as a function of the incoming flow Reynolds number. A particle image velocimetry technique (PIV) has been used in order to obtain, analyze and post-process the fluid-dynamic data. Finally and as an addition to the last point, a study on the vortexinduced vibrations (VIV) of a bluff body inside a high blockage ratio channel has been carried out taking advantage of the results obtained with the fixed square prism. The prism moves with simple harmonic motion for a Reynolds number interval and this movement becomes vibrational around its axial axis after overcoming at definite Reynolds number. Regarding the fluid, vortex shedding regime is reached at Reynolds numbers lower than the previous critical ones. Merging both movement spectra and varying the square prism to fluid mass ratio, a map with different global states is reached. This is not only applicable as a mixing enhancement technique but as an energy harvesting method.
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El objeto principal del proyecto es describir las instalaciones de la planta de licuefacción de Melkoya (Noruega) y simular con el programa Aspen Plus el tren de licuefacción, que aplica una nueva licencia altamente eficiente para este tipo de plantas. En esta simulación, a partir de la información bibliográfica disponible, se ha realizado un análisis preliminar para determinar el diagrama de flujo y las características esenciales del proceso, incluyendo una estimación de la cantidad y composición del refrigerante necesario en cada etapa, información altamente confidencial por parte de los licenciantes de estas tecnologías. La finalidad del proceso y de la simulación es que el gas natural que entra gaseoso a 10 ºC, salga líquido a – 163 ºC para entrar en los tanques de almacenamiento de la instalación a la espera de ser transportado por buques metaneros. Tras una correcta simulación se realiza un estudio sobre los caudales, temperaturas de los intercambiadores de calor, autoconsumo de los compresores y la curva de enfriamiento del tren de licuefacción. La última parte del proyecto incluye un estudio económico, el cual incluye un análisis de sensibilidad. ABSTRACT The main object of the project is to describe the facilities of the plant of Melkoya's liquefaction (Norway) and to simulate the train of liquefaction with the program Aspen Plus, with the bibliographical available information. This program applies a new highly efficient license for this type of plants. A preliminary analysis has been realized to determine the flow diagram and the essential characteristics of the process. The simulation includes an estimation of the quantity and composition of the cooling needed in every stage. This information is highly confidential on the license of these technologies. In the simulation, the natural gas enters into the cycle as a gas at 10 ºC. Inside it, this gas condenses as a liquid at -163 ºC. After that, it enters into the storage’s tanks waiting its maritime transportation by LNG carriers. Later it realized a study about the correct operations conditions, like flows, temperatures of the heat interchangers, self-consumptions of the compressors and the cooling curve of the liquefaction train. The last part of the project is an economic study which includes a sensitivity analysis.
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La ebullición en película es el mecanismo de transferencia de calor básico que acopla térmicamente un líquido, saturado o subenfriado, y una superficie caliente cuando existe una gran diferencia de temperatura entre ambos. Dicho mecanismo presenta la complejidad física asociada a la existencia de una capa límite convectiva de vapor en torno a la superficie caliente, así como al acoplamiento térmico radiante entre la superficie y los dos medios participativos que la rodean (vapor y líquido). Este mecanismo tiene aplicaciones tecnológicas de interés en propulsión aeroespacial, en sistemas criogénicos, en procesos industriales metalúrgicos, y en otras áreas de la Ingeniería en donde existe la necesidad de enfriar mediante ebullición superficies a alta temperatura. Por otra parte, la refrigeración por ebullición en película es un mecanismo que resulta de importancia esencial en el análisis de la seguridad de procesos industriales en los que sea previsible la interacción de agua y materiales fundidos, entre los que cabe destacar el caso de los reactores nucleares ante escenarios de riesgo en los que el acoplamiento térmico convectivo-radiante entre el combustible nuclear y el refrigerante, e incluso entre la superficie exterior de la vasija y el refrigerante, garantiza el cumplimiento de los criterios de aceptación en caso de fallo mecánico importante del sistema de refrigeración del reactor. En el presente trabajo, y para identificar el marco en que UNET-UPM desarrollará sus investigaciones sobre ebullición en película en piscina en torno a esferas, se realiza una revisión de los estudios más relevantes desarrollados en esta temática, en la que las primeras investigaciones teóricas y experimentales, de tipo fundamental, se remontan al periodo 1950-65 en que se desarrollaron los primeros proyectos de navegación espacial, y se diseñaron y construyeron los primeros reactores nucleares de aplicación comercial, promoviéndose posteriormente numerosas investigaciones que aportaron correlaciones "ad-hoc" de aplicación restringida a ciertas tecnologías, así como otras de propósito general, de menor precisión pero con mayor soporte teórico.
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La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.
Resumo:
La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).
Resumo:
O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.
Resumo:
In questa tesi ho inizialmente esposto cenni teorici sulle reazioni di fusione nucleare e le motivazioni che hanno spinto la comunità scientifica verso la ricerca di questa nuova fonte energetica. Ho descritto il progetto ITER nei suoi obiettivi e nei principi di funzionamento di un reattore di tipo Tokamak e di tutti i componenti principali dell'intero impianto. In primo piano, mi sono focalizzato sul sistema di raffreddamento primario ad acqua del Tokamak (TCWS), con una prima panoramica sui suoi sottosistemi descrivendo i loro obiettivi, quali asportazione di calore e sicurezza dell'impianto. Successivamente ho analizzato nello specifico i particolari tecnici dei principali sottosistemi quali i vari circuiti di asportazione primaria del calore (PHTS Loops) dei diversi componenti del Tokamak, il Vacuum Vessel, il First Wall Blanket, il Divertor e il Neutral Beam Injector; ho esaminato i processi di controllo della qualità e del volume del fluido refrigerante nei circuiti (CVCS); ed infine le funzioni e le caratteristiche dei sistemi di drenaggio e di riempimento dei circuiti con i propri serbatoi ordinari e di sicurezza, e del sistema di asciugatura del fluido refrigerante con le sue diverse modalità operative.
Resumo:
Questo elaborato ha lo scopo di esporre quelli che sono i vantaggi derivanti dall' utilizzo degli acciai inossidabili, specificando il tipo di componente e le ragioni della scelta, nei sistemi per la produzione di energia: dalle turbine, agli impianti nucleari, fino agli impianti che sfruttano le energie alternative (solare, eolica, geotermica, biogas). Inizialmente viene fornito un quadro generale sui differenti tipi di acciai inox (martensitici, ferritici, austenitici e duplex, con le relative proprietà, sottolineandone vantaggi e svantaggi), descrivendone anche i sistemi di designazione, con particolare attenzione alla norma AISI (American Iron and Steel Institute). Una volta messe in risalto queste caratteristiche, vengono esaminati e descritti diversi sistemi di produzione di energia in cui gli acciai inox trovano applicazione: si parte dalle turbine (idraulica, a vapore e a gas), spiegando i benefici nell'utilizzo di particolari categorie di acciai inox nella realizzazione di alcuni dei componenti per questi impianti. Vengono quindi esaminati gli impianti nucleari, partendo da quelli che utilizzano come moderatore e fluido refrigerante acqua naturale, ("PWR", Pressurized Water Reactor) e ("BWR", Boiling Water Reactor), fino a quelli che utilizzano invece acqua pesante ("CANDU", Canadian Deuterium Uranium Reactor), nonchè i reattori veloci ("FBR", Fast Breeding Reactor). Infine, vengono esaminate le applicazioni degli acciai inox, nei sistemi per la produzione di energia che, sfruttano fonti alternative (elencate in precedenza).
Resumo:
The development of home refrigerators generally are compact and economic reasons for using simplified configuration. The thermodynamic coefficient of performance ( COP ) is limited mainly in the condenser design for reasons of size and arrangement ( layout ) of the project ( design ) and climatic characteristics of the region where it will operate. It is noteworthy that this latter limitation is very significant when it comes to a country of continental size like Brazil with diverse climatic conditions. The COP of the cycle depends crucially on the ability of heat dissipated in the condenser. So in hot climates like the northeast, north, and west-central dispel ability is highly attenuated compared to the south and southeast regions with tropical or subtropical climates when compared with other regions. The dissipation in compact capacitors for applications in domestic refrigeration has been the focus of several studies, that due to its impact on reducing costs and power consumption, and better use of the space occupied by the components of refrigeration systems. This space should be kept to a minimum to allow an increase in the useful storage volume of refrigerator without changing the external dimensions of the product. Due to its low cost manufacturing, wire on tube condensers continue to be the most advantageous option for domestic refrigeration. Traditionally, these heat exchangers are designed to operate under natural convection. Not always, the benefits of greater compactness of capacitors for forced outweigh the burden of pumping air through the external heat exchanger. In this work we propose an improvement in convective condenser changing it to a transfer mechanism combined in series with conductive pipes and wire to a moist convective porous medium and the porous medium to the environment. The porous media used in the coating was composed of a gypsum plaster impregnated fiber about a mesh of natural cellulosic molded tubular wire mesh about the original structure of the condenser , and then dried and calcined to greater adherence and increased porosity. The proposed configuration was installed in domestic refrigeration system ( trough ) and tested under the same conditions of the original configuration . Was also evaluated in the dry condition and humidified drip water under natural and forced with an electro - fan ( fan coil ) convection. Assays were performed for the same 134- refrigerant charge e under the same thermal cooling load. The performance was evaluated in various configurations, showing an improvement of about 72 % compared with the original configuration proposed in humidification and natural convection.