An??lise do comportamento da conten????o do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto

• Autor(a) principal: SILVA, DAYANE F.
• Data de Publicação: 2017
• Tipo de documento: Dissertação
• Título da fonte: Repositório Institucional do IPEN
• Texto Completo: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28896
• topic: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

Este trabalho visa verificar a integridade da conten????o do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionucl??deos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Prim??rio por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Al??m disso, essas informa????es s??o utilizadas para o c??lculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do n??cleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitar??o verificar a integridade da Planta ap??s a ocorr??ncia de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a conten????o de uma usina nuclear s??o o RELAP5 e o COCOSYS. Esses c??digos computacionais s??o ferramentas de an??lise que preveem as condi????es termohidr??ulicas dentro de um pr??dio de conten????o de um reator refrigerado ?? ??gua leve. A conten????o da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) ?? um edif??cio de concreto revestido internamente por metal e tem limites de press??o que devem ser respeitados durante a ocorr??ncia de um acidente. Os dados de entradas necess??rios para esta simula????o s??o: adi????o de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o c??digo RELAP5 da planta em quest??o. Os resultados da an??lise do comportamento da conten????o da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito prim??rio nas pernas fria e quente foram satisfat??rios quando comparados com os apresentados no Relat??rio de An??lise de Seguran??a (RFAS/A2) da planta e as distribui????es de press??o ficaram bem abaixo do valor de press??o de projeto da conten????o (6,3bar).