Avaliação termo-hidráulica para combustível nuclear de alto desempenho utilizando o código de subcanais STHIRP

• Autor(a) principal: Wallen Ferreira de Souza
• Data de Publicação: 2019
• Tipo de documento: Dissertação
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFMG
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/1843/RAOA-BCUJEN
• topic: STHIRP; Combustível anelar; Termo-hidráulica; Código de subcanais; Modelo térmico; Combustíveis nucleares Elementos; Engenharia nuclear; Combustíveis para reatores nucleares

O código STHIRP-1 foi desenvolvido como uma atividade da linha de pesquisa relacionada à área de termo-hidráulica de reatores, do Departamento de Engenharia Nuclear da Universidade Federal de Minas Gerais e é resultado de um esforço no sentido de desenvolver um código que tenha a mesma capacidade analítica daqueles desenvolvidos em instituições e centros de pesquisa qualificados na área nuclear em todo o mundo. A capacidade analítica do programa foi testada com a simulação do sistema representado pelo reator de pesquisa TRIGA IPR-R1 instalado no CDTN/CNEN em Belo Horizonte. Neste contexto resolveu-se avaliar o combustível anelar para testar o modelo de condução térmica implementado no programa. Para tanto simulou-se o combustível com geometria anelar apresentado no relatório de referência publicado pelo MIT Center for Advanced Nuclear Energy Systems em 2006. Nesse relatório discute-se a proposta de um combustível anelar, refrigerado interna e externamente, com o objetivo de permitir o aumento da densidade de potência de um reator PWR sem comprometer as margens de segurança da instalação. As condições termohidráulicas foram calculadas com o auxílio do código de subcanais VIPRE. Os cálculos foram realizados sempre procurando seguir as informações contidas no relatório de referência. Os resultados mostraram que, de uma forma geral, há uma boa correspondência entre aqueles previstos por STHIRP-1 e os apresentados no relatório. No modelo de uma vareta o bom acordo na comparação do fluxo de calor, do DNBR ( Departure From Nucleate Boiling) e queda de pressão do VIPRE e STHIRP confirmam a capacidade nativa de simulação do combustível anelar com o código STHIRP. Do modelo de 1/8 do núcleo, representando o núcleo por simetria com potência de 150% em relação ao uso do combustível sólido, foi obtido bom acordo do DNBR. Além disso, foram obtidas as distribuições de temperatura radial e axial da vareta combustível e a temperatura da água. A perda de carga foi o parâmetro, que apresentou maior diferença no trabalho. O canal interno apresentou a menor queda de pressão, pois não tem grade espaçadora. Enfim, este estudo mostra que o programa STHIRP é uma ferramenta valiosa que está à disposição do Departamento de Engenharia Nuclear sem custos e gera perspectivas de trabalhos futuros. O combustível anelar se mostra muito promissor, mas ainda é necessário mais estudos e investimento nesse combustível.