其他摘要：En los últimos años se ha incrementado el interés mundial en la predicción y evaluación de distintos escenarios de accidente en los reactores nucleares de potencia, En particular, los producidos por la pérdida parcial o total del refrigerante del núcleo del reactor (Loss Of Coolant Accident-LOCA) se encuentran entre los más severos. En estas condiciones, el sistema registra una caída de presión y/o una disminución marcada en la velocidad de circulación del refrigerante, por lo que el calor acumulado en las barras combustibles debe ser disipado en condiciones de refrigeración defectuosas. En este trabajo se ha desarrollado un modelo que permite analizar y cuantificar el comportamiento del fluido refrigerante para caracterizar la termo hidráulica del canal en función de la presión del sistema, la velocidad y el flujo del fluido. El modelo cuantifica, las fracciones de vapor y el flujo de calor crítico (CHF) en el caso de altos flujos de calor con desprendimiento de la ebullición nucleada (DNB) y en bajos flujos de calor en pared seca (DRYOUT) además de tener en cuenta otros factores que intervienen en la transferencia de calor vaina-refrigerante en las distintas posiciones de la barra como el crecimiento de la capa de óxido, tanto en condiciones normales de operación, como en condiciones de accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). El modelo computacional ha sido incluido en DIONISIO, un código que simula el comportamiento de una barra combustible bajo irradiación en condiciones normales de funcionamiento en un reactor nuclear de potencia.
