Desenvolvimento de um código mono canal para análise termo hidráulica de reatores PWR

Detalhes bibliográficos
Autor(a) principal: Santos, Thiago Augusto dos
Data de Publicação: 2016
Tipo de documento: Dissertação
Idioma: por
Título da fonte: Repositório Institucional da UFABC
Texto Completo: http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=103679
Resumo: Orientador: Prof. Dr. José Rubens Maiorino
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spelling Desenvolvimento de um código mono canal para análise termo hidráulica de reatores PWRREATORES NUCLEARES - SEGURANÇALIMITES TÉRMICOSTRANSFERÊNCIA DE CALORNUCLEAR REACTORS SAFETYTHERMAL LIMITSHEAT TRANSFERPROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM ENERGIA - UFABCOrientador: Prof. Dr. José Rubens MaiorinoDissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, 2016.O presente trabalho desenvolveu um código, intitulado STH-MOX-Th (Simplified Thermal- Hydraulics code-Mixed Oxide Thorium), com o objetivo de calcular os limites térmicos (temperaturas limite do combustível e do revestimento, além do DNBR-"Departure of Nucleate Boiling Ratio"- mínimo) de um reator PWR do tipo vareta para combustíveis de UO2 e óxidos mistos de Urânio-Tório. ((U,Th)O2) utilizando correlações específicas para cada combustível cujo coeficiente de condutividade térmica é uma função dependente da temperatura. Para tal resolução, foi utilizado o método de Runge-kutta de 4ª ordem. O código analisa apenas o canal mais quente do núcleo do reator e, por conta dessa simplificação, possui uma parte hidráulica simples. Além da parte hidráulica, o programa calcula a distribuição axial e radial das temperaturas do refrigerante e vareta, bem como distribuições de entalpia e pressão. Todos esses cálculos foram realizados no início do ciclo do combustível no caso do (U, Th)O2 e para o UO2 e, além disso, o código calcula casos considerando a queima do combustível (meio e final de ciclo) somente para o UO2, uma vez que não foi encontrada nenhuma correlação para o coeficiente de condutividade térmica para o (U,Th)O2 em função da queima. Para validar o programa foram utilizados dados referentes a usina de Angra 2 para a entrada do programa e os resultados comparados com os reportados pelo Relatório Final de Análise de Segurança da Eletronuclear e do reator AP-1000, desenvolvido pela Westinghouse. A grande contribuição do trabalho, é o cálculo dos limites térmicos de um reator utilizando óxidos mistos de urânio e tório no núcleo do reator AP-1000, que é objeto das pesquisas na UFABC. Apesar de não ser original, o trabalho possuí fins didáticos e será extremamente útil no que diz respeito a uma primeira análise dos limites térmicos de um reator nuclear.The present study developed a code, named STH-MOX-Th (Simplified Thermal-Hydraulics code-Mixed Oxide Thorium), created in order to calculate the thermal limits (limit temperature of the fuel and of the coating, besides the DNBR -"Departure of Nucleate Boiling Ratio"- minimum) of a PWR rod type reactor to UO2 fuel and mixed oxides of Uranium- Thorium. ((U,Th)O2) using specific correlations to each fuel which coefficient of thermal conductivity is a function dependent on temperature. For such a resolution, the method Runge-kutta of 4th order was employed. The code analyses only the hottest channel of the reactor core and, because of this simplification, it has one simple hydraulic part. In addition to the hydraulic part, the program calculates the axial and radial distribution of refrigerant and rod temperatures, as well as the distributions of enthalpy and pressure. All these calculations were done in the beginning of the fuel cycle in the case of (U,Th)O2and, for UO2, the code also calculates cases that consider the fuel burning (beginning, middle and end of the fuel cycle) only for UO2, once it was not found any correlation to the coefficient of thermal conductivity to (U,Th)O2 being dependent on fuel burning.In order to validate the program, data from Angra 2 plant were used to the program input and the results were compared with the ones reported by the Final Report on Security Analysis of Eletronuclear and with the ones of AP-1000 reactor, developed by Westinghouse. As the main contribution, the program made such calculations to the project of the fuel reactor of (U-Th) O2, APTh-1000. Although this study is not original, it has learning purposes and will be extremely useful concerning a very first analysis of the thermal limits of a nuclear reactor.Maiorino, José RubensMoreira, João Manoel LosadaUmbehaun, Pedro ErnestoSantos, Thiago Augusto dos2016info:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/masterThesisapplication/pdf99 f. : il.http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=103679http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=103679&midiaext=73204http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=103679&midiaext=73203Cover: http://biblioteca.ufabc.edu.br/php/capa.php?obra=103679porreponame:Repositório Institucional da UFABCinstname:Universidade Federal do ABC (UFABC)instacron:UFABCinfo:eu-repo/semantics/openAccess2022-03-22T16:05:35Zoai:BDTD:103679Repositório InstitucionalPUBhttp://www.biblioteca.ufabc.edu.br/oai/oai.phpopendoar:2022-03-22T16:05:35Repositório Institucional da UFABC - Universidade Federal do ABC (UFABC)false
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