Avaliação do comportamento térmico e de segurança de um reator de alta temperatura

• Autor(a) principal: Mario Cerrogrande Ramos
• Data de Publicação: 2022
• Tipo de documento: Tese
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFMG
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/1843/46980
• topic: Análise termo-hidráulica; RELAP5-3D; Reatores GEN IV; CFD; Engenharia nuclear; Reatores nucleares

Os reatores de quarta geração (GEN-IV) operam com temperaturas muito elevadas em relação aos reatores de terceira geração e são candidatos da próxima geração de reatores nucleares, de acordo com a IAEA. Prever o desempenho termo-hidráulico de reatores de alta temperatura é uma contribuição importante para o desenvolvimento da tecnologia. Portanto, atenção especial é voltada para o comportamento dos materiais e transferência de calor nesses reatores. Dessa forma, a investigação e avaliação dos aspectos operacionais e de segurança dos reatores GEN-IV têm sido objeto de numerosos estudos pela comunidade internacional e também no Brasil. Neste trabalho, propõe-se uma metodologia para o estudo termo-hidráulico de reatores VHTR (Very High Temperature Reactor) do tipo prismáticos a partir de modelagens termo-hidráulicas por meio de estudos paramétricos alterando-se o modelo de turbulência, o perfil de geração de energia nos blocos combustíveis e a influência de modificações na própria geometria seja em regime de operação estacionário e em situações de transitório. Duas análises foram realizadas, sendo uma para o núcleo completo utilizando o código de análise termo-hidráulica RELAP5-3D para avaliar os parâmetros globais e outra para uma parte do núcleo do reator para a análise mais detalhada dos parâmetros locais com ferramentas de dinâmica dos fluidos computacional (CFD). Na metodologia do núcleo completo do reator VHTR são apresentadas modelagens e simulações com o código RELAP5-3D, bem como suas verificações para cálculos estacionários, considerando núcleos de reatores de alta temperatura refrigerados com hélio e sal líquido, e para cálculos transitórios de perda de vazão considerando o efeito das aberturas de desvio (gap). Por outro lado, a metodologia para a análise tridimensional com ferramentas de CFD foi dividida em 4 partes: (1) análise termo-hidráulica de um só canal de refrigeração; (2) análises de alguns aspectos da transferência de calor no elemento combustível consistindo de uma célula unitária; (3) avaliação de um método de linha de base para o fenômeno de escoamento e transferência de calor de um setor equivalente a 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis padrão e (4) avaliação de um método para investigar o fluxo bypass em 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis padrão e especialmente como é afetado por vários parâmetros. Foi comprovada a capacidade de predição dos principais parâmetros termo-hidráulicos a partir de diferentes modelos computacionais com a metodologia do núcleo completo em condições de estado estacionário e de transitório para o reator selecionado. As análises dos principais parâmetros termo-hidráulicos: temperatura dos elementos combustíveis, do refrigerante, dos elementos estruturais, velocidades e pressões foram realizadas com a metodologia CFD a partir de estudos comparativos com correlações semi-empíricas. A predição dos parâmetros termo-hidráulicos dos modelos computacionais do canal quente em 2D, 3D e da célula unitária, apresentam uma menor utilização de recursos computacionais, e junto a 1/12 da seção do bloco prismático permitem obter uma descrição aceitável da termo-hidráulica do reator VHTR. No estudo, a temperatura nos combustíveis compactos permanece sempre abaixo dos limites do projeto do reator de 1250°C em operação normal e sem atingir as temperaturas limites (1600°C). Destaca-se como principal resultado que as metodologias apresentadas nesse trabalho podem ser adotadas para simular qualquer tipo de reator nuclear prismático de alta temperatura.