Aplicação do código RELAP5-3D para análise térmica do núcleo de um reator ADS

Detalhes bibliográficos
Autor(a) principal: Gustavo Henrique Nazareno Fernandes
Data de Publicação: 2018
Tipo de documento: Dissertação
Idioma: por
Título da fonte: Repositório Institucional da UFMG
Texto Completo: http://hdl.handle.net/1843/BUBD-AX2MCL
Resumo: A energia nuclear é essencial para o suprimento da demanda energética global. Por isso, com o intuito de utilizar o combustível nuclear de forma mais eficaz, pesquisas em tecnologia de reatores nucleares mais eficientes se intensificaram, tais como os sistemas híbridos compostos por aceleradores de partículas acoplados a reatores nucleares. Com a finalidade de agregar conhecimento a tais estudos, neste trabalho, um projeto de reator inovador foi considerado onde utilizou-se o código de análise termo-hidráulica RELAP5-3D para fazer uma análise térmica do núcleo, seja em operação estacionária, seja em situações transitórias. A adição de novos fluidos refrigerantes tais como sais líquidos, entre eles o Flibe, chumbo, chumbo-bismuto, sódio, lítio-bismuto e lítio-chumbo foi um avanço importante nessa versão do código, possibilitando a simulação térmica de reatores que utilizam estes tipos de refrigerantes. O reator objeto de estudo, trata-se de um reator inovador, por poder operar associado a um Accelerator Driven System (ADS) considerado um sistema antecessor da próxima geração de reatores nucleares (GEN IV). O reator selecionado para estudo foi o MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for Hightech Applications) devido à disponibilidade de dados para realizar a simulação. Na modelagem do reator com o código RELAP5-3D, o núcleo foi simulado utilizando nodalizações com 1, 7, 15 e 51 canais termo-hidráulicos e chumbo-bismuto eutético (LBE) como refrigerante. Os parâmetros tais como pressão, vazão e temperatura do refrigerante e estrutura de calor foram analisados. Além disso, foi avaliado o comportamento térmico do núcleo variando o tipo de refrigerante (sódio) em substituição ao LBE do projeto original utilizando a modelagem com 7 canais termo-hidráulicos. Os resultados dos cálculos em estado estacionário foram comparados com dados da literatura e os modelos propostos foram verificados certificando a capacidade do código RELAP5-3D em simular esse reator inovador. Feito isso, foram analisados casos de transitórios com perda de vazão de refrigerante (LBE). As análises utilizando o sódio como refrigerante demonstraram sua alta capacidade em retirar o calor do núcleo conforme os resultados apresentados
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A adição de novos fluidos refrigerantes tais como sais líquidos, entre eles o Flibe, chumbo, chumbo-bismuto, sódio, lítio-bismuto e lítio-chumbo foi um avanço importante nessa versão do código, possibilitando a simulação térmica de reatores que utilizam estes tipos de refrigerantes. O reator objeto de estudo, trata-se de um reator inovador, por poder operar associado a um Accelerator Driven System (ADS) considerado um sistema antecessor da próxima geração de reatores nucleares (GEN IV). O reator selecionado para estudo foi o MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for Hightech Applications) devido à disponibilidade de dados para realizar a simulação. Na modelagem do reator com o código RELAP5-3D, o núcleo foi simulado utilizando nodalizações com 1, 7, 15 e 51 canais termo-hidráulicos e chumbo-bismuto eutético (LBE) como refrigerante. Os parâmetros tais como pressão, vazão e temperatura do refrigerante e estrutura de calor foram analisados. Além disso, foi avaliado o comportamento térmico do núcleo variando o tipo de refrigerante (sódio) em substituição ao LBE do projeto original utilizando a modelagem com 7 canais termo-hidráulicos. Os resultados dos cálculos em estado estacionário foram comparados com dados da literatura e os modelos propostos foram verificados certificando a capacidade do código RELAP5-3D em simular esse reator inovador. Feito isso, foram analisados casos de transitórios com perda de vazão de refrigerante (LBE). As análises utilizando o sódio como refrigerante demonstraram sua alta capacidade em retirar o calor do núcleo conforme os resultados apresentadosNuclear power is essential to supply global energy demand. Therefore, in order to use nuclear fuel more efficiently, more efficient nuclear reactors technologies researches have been intensified, such as hybrid systems, composed of particle accelerators coupled into nuclear reactors. In order to add knowledge to such studies, an innovative reactor design was considered where the RELAP5-3D thermal-hydraulic analysis code was used to perform a thermal analysis of the core, either in stationary operation or in situations transitory. The addition of new kind of coolants, such as, liquid salts, among them Flibe, lead, lead-bismuth, sodium, lithiumbismuth and lithium-lead was an important advance in this version of the code, making possible to do the thermal simulation of reactors that use these types of coolants. The reactor, object of study in this work, is an innovative reactor, due to its ability to operate in association with an Accelerator Driven System (ADS), considered a predecessor system of the next generation of nuclear reactors (GEN IV). The reactor selected was the MYRRHA (Multi-purpose Hybrid Research Reactor for Hightech Applications) due to the availability of data to perform the simulation. In the modeling of the reactor with the code RELAP5-3D, the core was simulated using nodules with 1, 7, 15 and 51 thermohydraulic channels and eutectic lead-bismuth (LBE) as coolant. The parameters, such as, pressure, mass flow and coolant and heat structure temperature were analyzed. In addition, the thermal behavior of the core was evaluated by varying the type of coolant (sodium) in substitution for the LBE of the original design using the model with 7 thermohydraulic channels. The results of the steady-state calculations were compared with data from the literature and the proposed models were verified certifying the ability of the RELAP5-3D code to simulate this innovative reactor. After this step, it was analysed cases of transients with loss of coolant flow (LBE). Analyzes using sodium as a coolant also demonstrated its high ability to remove heat from the core as the results presentedUniversidade Federal de Minas GeraisUFMGAnálise térmicaEngenharia nuclearReatores nuclearesRELAP5-3DMyrrhaAnálise térmicaSódioLBEAplicação do código RELAP5-3D para análise térmica do núcleo de um reator ADSinfo:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/masterThesisinfo:eu-repo/semantics/openAccessporreponame:Repositório Institucional da UFMGinstname:Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)instacron:UFMGORIGINALdisserta__o_ghn_fernandes_2018_final.pdfapplication/pdf10020829https://repositorio.ufmg.br/bitstream/1843/BUBD-AX2MCL/1/disserta__o_ghn_fernandes_2018_final.pdff7a0705832f069624f848e514fd4f2baMD51TEXTdisserta__o_ghn_fernandes_2018_final.pdf.txtdisserta__o_ghn_fernandes_2018_final.pdf.txtExtracted texttext/plain231136https://repositorio.ufmg.br/bitstream/1843/BUBD-AX2MCL/2/disserta__o_ghn_fernandes_2018_final.pdf.txt32601ebda112fd663be5dbf5170028f4MD521843/BUBD-AX2MCL2019-11-14 05:26:33.624oai:repositorio.ufmg.br:1843/BUBD-AX2MCLRepositório de PublicaçõesPUBhttps://repositorio.ufmg.br/oaiopendoar:2019-11-14T08:26:33Repositório Institucional da UFMG - Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)false
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