Estudo termofluidodinâmico de reatores nucleares avançados de alta temperatura utilizando o RELAP5-3D

• Autor(a) principal: Maria Elizabeth Scari
• Data de Publicação: 2017
• Tipo de documento: Tese
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFMG
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/1843/BUBD-AW2MH4
• topic: Ciências e Técnicas Nucleares; Engenharia nuclear; Reatores nucleares

Os reatores nucleares de tecnologia de quarta geração (GEN-IV) estão sendo projetados com características especiais, tais como segurança intrínseca, redução do inventário isotópico e utilização de combustível em ciclos resistentes à proliferação. 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. Em 2008, foi criado, no Brasil, o Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia de Reatores Nucleares Inovadores com foco nos estudos de projetos e sistemas de reatores de nova geração, que incluiu reatores GEN-IV e também conceitos avançados de PWR (Pressurized Water Reactor). O Departamento de Engenharia Nuclear da Universidade Federal de Minas Gerais (DEN-UFMG) é parceiro deste Instituto tendo iniciado estudos sobre os reatores GEN-IV no ano de 2007. Com a finalidade de agregar conhecimento a tais estudos, neste trabalho, três projetos de reatores avançados foram considerados para verificar a capacidade de simulação do código de análise termohidráulica RELAP5-3D para esses sistemas, seja em operação estacionária, seja em situações transitórias. A adição de novos fluidos de trabalho como a amônia, dióxido de carbono, hélio, hidrogênio, diversos tipos de sais líquidos, entre eles o Flibe, chumbo, lítio-bismuto, lítiochumbo, entre outros foi um avanço importante nessa versão do código, possibilitando a simulação de reatores GEN-IV. As modelagens dos respectivos núcleos de um HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), HTR-10 (High Temperature Test Module Reactor) e LS-VHTR (Liquid-Salt-Cooled Very-High-Temperature Reactor) foram desenvolvidas e verificadas em estado estacionário comparando os valores encontrados através dos cálculos com dados de referência de outras simulações, quando disponíveis. Os dois primeiros reatores citados utilizam gás hélio como refrigerante e o LS-VHTR utiliza uma mistura constituída de 66% de LiF e 34% de BeF2, o LiF-BeF2, também conhecido como Flibe. Todos os reatores estudados utilizam, como combustível, urânio enriquecido na forma de partícula TRISO (Tristructural-isotropic). Os três também utilizam grafite como moderador. Os resultados das análises térmicas obtidas, nesse trabalho, demonstraram a capacidade do código RELAP5-3D em reproduzir o comportamento dos reatores simulados. Dessa forma, esta tese agrega conhecimento às diversas pesquisas que vêm sendo realizadas sobre análise termofluidodinâmica desses novos sistemas, buscando modelagens capazes de reproduzir o comportamento térmico dos núcleos dos mesmos, principalmente, em casos de situação transitória ou de acidente, apresentando novos estudos, principalmente detalhando a transferência de calor através do combustível.