Científicos del MIPT, junto con colegas extranjeros, han seleccionado el enfoque óptimo para calcular los regímenes térmicos en reactores de combustible líquido de dos fluidos, una de las instalaciones más prometedoras para cerrar el ciclo del combustible nuclear. La investigación ayudará a los ingenieros a diseñar con mayor precisión los sistemas de refrigeración de emergencia para dichos reactores.
En los reactores de nuevo tipo, en lugar de los elementos combustibles tradicionales, se planea utilizar una aleación líquida de uranio y cromo, que circula por un circuito especial y se enfría con plomo fundido. Este enfoque aumenta la eficiencia en aproximadamente un tercio y permite el reprocesamiento continuo del combustible. Sin embargo, el metal líquido transfiere el calor de manera diferente al agua o al aire, y los modelos de turbulencia existentes no tienen en cuenta esta característica, lo que crea incertidumbre en los cálculos de los regímenes de temperatura.
Como señalaron en el MIPT, si el modelo comete errores en los cálculos de temperatura, esto puede llevar a una subestimación de las cargas térmicas o a un diseño excesivamente conservador. Es especialmente importante conocer con precisión la distribución de la temperatura para el funcionamiento fiable de los sistemas de seguridad.
Los científicos crearon un modelo informático del reactor experimental DFR y, con la ayuda de un superordenador, calcularon el movimiento del combustible nuclear y su temperatura al fluir alrededor de las barras de intercambio de calor. Luego, los cálculos de referencia se compararon con las predicciones de dos modelos de turbulencia: el complejo RSM GBSL y el simplificado k-omega-SST. Se descubrió que el modelo simple funciona incluso mejor.
En el futuro, los desarrolladores de reactores podrán utilizar modelos simplificados en modos probados y obtener predicciones precisas de temperatura sin costosas simulaciones en superordenador. Los datos obtenidos formarán la base de los proyectos de sistemas de refrigeración de emergencia para reactores de IV generación.