Modelagem e análise termo-hidráulica do reator nuclear Angra 2 utilizando o código RELAP5-3D

• Autor(a) principal: Javier González Mantecón
• Data de Publicação: 2015
• Tipo de documento: Dissertação
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFMG
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/1843/BUBD-A3PNUZ
• topic: RELAP5-3D; Análise termo-hidráulica; Reator nuclear; Angra 2; Tecnologia nuclear

A avaliação do desempenho das usinas nucleares durante condições normais de operação ou condições severas de acidentes tem sido um dos principais temas de pesquisa no campo nuclear. Com o objetivo de simular o comportamento dos reatores refrigerados a água vários códigos de análise termo-hidráulica têm sido desenvolvidos ao longo dos anos. Particularmente, o código RELAP5, desenvolvido pelo National Idaho Laboratory, é uma ferramenta best-estimate de análise térmica-hidráulica e um dos códigos mais utilizados na pesquisa e avaliação de reatores nucleares. RELAP5-3D versão 3.0.0 foi utilizado para desenvolver um modelo termo-hidráulico detalhado do reator nuclear Angra 2 usando dados de referência a partir do Relatório Final de Análise de Segurança (Final Safety Analysis Report - FSAR). Angra 2 é a segunda usina nuclear brasileira que iniciou a sua operação comercial em 2001 e está equipada com um reator nuclear do tipo de água pressurizada (PWR) com potência térmica de 3771,0 MW. Simulações do comportamento do reator durante condições de operação normal e acidentes postulados foram feitas. Os resultados obtidos na simulação do reator em estado estacionário foram comparados com parâmetros nominais da usina e demonstraram boa concordância, com erros relativos menores que 1%. Nas simulações de transitórios, os resultados obtidos mostraram-se coerentes e satisfatórios. Este trabalho demonstrou que o modelo é capaz de reproduzir o comportamento termo-hidráulico de Angra 2 para diversas condições de operação e pode contribuir para o processo de análise de segurança da central.