Simula????o num??rica de um acidente tipo perda lenta de vaz??o em um reator nuclear de pesquisa
Autor(a) principal: | |
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Data de Publicação: | 2019 |
Tipo de documento: | Dissertação |
Título da fonte: | Repositório Institucional do IPEN |
Texto Completo: | http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30317 |
Resumo: | As simula????es num??ricas de acidentes em reatores nucleares de pesquisa necessitam de constante aprimoramento, originando metodologias validadas, o que permite aproximar os c??lculos num??ricos a um comportamento f??sico. O trabalho proposto consiste em elaborar uma metodologia num??rica tridimensional para an??lise de um acidente tipo perda lenta de vaz??o, comumente nomeado de SLOFA, do ingl??s, slow loss of flow accident, para o reator nuclear IEA-R1. Utilizando c??digos num??ricos para escoamentos tridimensionais (ANSYS CFX??) foi poss??vel observar a din??mica do escoamento, prever a localiza????o da temperatura m??xima do revestimento e o instante da invers??o do sentido de escoamento. Sete modelos de turbul??ncia foram analisados individualmente para elabora????o da metodologia, por??m, in??meras dificuldades foram observadas no processo de solu????o para os modelos ZE, EVTE, SSG, k - ??, k - ??, SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solu????o num??rica compat??vel com solu????o f??sica, foi o modelo de turbul??ncia k - ??. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a aus??ncia da lei logar??tmica de parede e simplicidade na solu????o das equa????es de transporte para condi????o analisada. Os resultados apresentaram alinhamento quantitativo e qualitativo com as curvas de temperatura experimentais. Nas condi????es de regime permanente quanto para o regime transiente, o desvio m??ximo observado foi de 3,4??C para temperatura. As curvas de temperatura num??rica capturam o mesmo comportamento f??sico observado nos testes experimentais, tanto no instante da invers??o do escoamento, quanto no in??cio da perda dos efeitos do empuxo. Portanto, esta metodologia tridimensional representa um avan??o frente aos resultados apresentados pelos c??digos unidimensionais reportados na literatura (RELAP, MERSAT, CATHARE) para a mesma base de dados experimental, visto que o desvio m??dio observado nestes c??digos ?? de 7,2??C. |
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Sete modelos de turbul??ncia foram analisados individualmente para elabora????o da metodologia, por??m, in??meras dificuldades foram observadas no processo de solu????o para os modelos ZE, EVTE, SSG, k - ??, k - ??, SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solu????o num??rica compat??vel com solu????o f??sica, foi o modelo de turbul??ncia k - ??. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a aus??ncia da lei logar??tmica de parede e simplicidade na solu????o das equa????es de transporte para condi????o analisada. Os resultados apresentaram alinhamento quantitativo e qualitativo com as curvas de temperatura experimentais. Nas condi????es de regime permanente quanto para o regime transiente, o desvio m??ximo observado foi de 3,4??C para temperatura. As curvas de temperatura num??rica capturam o mesmo comportamento f??sico observado nos testes experimentais, tanto no instante da invers??o do escoamento, quanto no in??cio da perda dos efeitos do empuxo. Portanto, esta metodologia tridimensional representa um avan??o frente aos resultados apresentados pelos c??digos unidimensionais reportados na literatura (RELAP, MERSAT, CATHARE) para a mesma base de dados experimental, visto que o desvio m??dio observado nestes c??digos ?? de 7,2??C.Submitted by Celia Satomi Uehara (celia.u-topservice@ipen.br) on 2019-11-13T17:19:11Z No. of bitstreams: 0Made available in DSpace on 2019-11-13T17:19:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0Disserta????o (Mestrado em Tecnologia Nuclear)IPEN/DInstituto de Pesquisas Energ??ticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP123iear-1 reactorresearch reactorsreactor accidentsloss of flowloss of coolantslowing-downfission neutronslblocareactor cooling systemsnatural convectioncomputer codescomputerized simulationexperiment resultsSimula????o num??rica de um acidente tipo perda lenta de vaz??o em um reator nuclear de pesquisaNumerical simulation of a slow loss of flow accident in a nuclear research reactorinfo:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/masterThesisNS??o Paulo14552600info:eu-repo/semantics/openAccessreponame:Repositório Institucional do IPENinstname:Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)instacron:IPEN26107SCURO, NIKOLAS L.19-11https://teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-25102019-154117/publico/2019ScuroSimulacao.pdf14552SCURO, NIKOLAS L.:14552:420:SLICENSElicense.txtlicense.txttext/plain; charset=utf-81748http://repositorio.ipen.br/bitstream/123456789/30317/1/license.txt8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33MD51123456789/303172020-07-27 22:54:30.748oai:repositorio.ipen.br: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Repositório InstitucionalPUBhttp://repositorio.ipen.br/oai/requestbibl@ipen.bropendoar:45102020-07-27T22:54:30Repositório Institucional do IPEN - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)false |
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