Uma metodologia termo-fluido-dinâmica computacional para avaliação de reatores que operam a altíssimas temperaturas com leitos de combustíveis esféricos

Detalhes bibliográficos
Autor(a) principal: GÁMEZ RODRÍGUEZ, Abel
Data de Publicação: 2019
Tipo de documento: Tese
Idioma: por
Título da fonte: Repositório Institucional da UFPE
Texto Completo: https://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/36154
Resumo: GÁMEZ RODRÍGUEZ, Abel, também é conhecido(a) em citações bibliográficas por: RODRÍGUEZ, Abel Gámez
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spelling GÁMEZ RODRÍGUEZ, Abelhttp://lattes.cnpq.br/9722256192257977http://lattes.cnpq.br/3035514390746549LIRA, Carlos Alberto Brayner de Oliveira2020-01-23T16:32:21Z2020-01-23T16:32:21Z2019-10-17GÁMEZ RODRÍGUEZ, Abel. Uma metodologia termo-fluido-dinâmica computacional para avaliação de reatores que operam a altíssimas temperaturas com leitos de combustíveis esféricos. 2019. Tese (Doutorado em Tecnologias Energéticas e Nucleares) – Universidade Federal de Pernambuco, Recife, 2019.https://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/36154GÁMEZ RODRÍGUEZ, Abel, também é conhecido(a) em citações bibliográficas por: RODRÍGUEZ, Abel GámezO crescimento da população mundial, a dependência dos combustíveis fósseis, a crescente demanda de energia por parte dos países em desenvolvimento, e os problemas associados à emissão de gases de efeito estufa, são algumas das razões pelas quais a sociedade procura melhorar as tecnologias de produção de energia existentes. A energia nuclear com a nova Geração IV de reatores nucleares oferece uma solução para enfrentar o problema do crescimento da demanda mundial de energia. Esta tecnologia não emite gases de efeito estufa e permite construir usinas de potência elevada ou de pequenas potências, um aspecto que supera a maioria das fontes renováveis de energia. Outrossim, contribui satisfatoriamente com os avanços na sustentabilidade, segurança, confiabilidade e resistência à proliferação de armas nucleares. O Reator de Temperatura Muito Alta (VHTR) é um dos candidatos da próxima geração de reatores nucleares, de acordo com a IAEA. Prever o desempenho termoidráulico de reatores de temperatura alta é uma contribuição importante para o desenvolvimento da tecnologia. A avaliação do comportamento termoidráulico de estados estacionários e transitórios do reator de teste de temperatura alta de leito de bolas refrigerado a gás HTR-10, foi um desafio proposto à comunidade científica internacional pela IAEA. Este trabalho propõe uma metodologia para o estudo termoidráulico de estados estacionários e transitórios de reatores nucleares de temperatura muito alta de leito de bolas refrigerados a gás, a partir de modelagem termoidráulica computacional tridimensional em escala real. Análises dos principais parâmetros termoidráulicos: temperatura dos elementos combustíveis, do refrigerante, dos elementos estruturais, velocidades e pressões foram realizadas. Estas análises foram realizadas a partir de estudos comparativos com dados experimentais e com dados obtidos por outros códigos computacionais. Foi comprovada a capacidade de predição dos principais parâmetros termoidráulicos a partir de dois modelos computacionais, um “modelo simplificado”, com menor utilização de recursos computacionais que permite obter uma descrição aceitável da termoidráulica do reator HTR-10 e um segundo modelo mais abrangente, nomeado “modelo integral” que permite a determinação dos principais parâmetros termoidráulicos com uma maior exatidão a custo de maior utilização dos recursos computacionais. Também foram avaliados os principais parâmetros termoidráulicos do reator HTR-10 durante o acidente postulado de falha do circulador de hélio (ATWS). Com a metodologia e o uso do modelo integral foram capturados os efeitos transitórios, de acordo com os experimentos, que demostram a segurança passiva que dispõe este reator de temperatura alta de leito de bolas refrigerado a gás.CNPqThe world population growth, the dependence of fossil fuels, the growing energy demand from developing countries, and the problems associated with greenhouse gas emissions are some of the reasons society seeks to improve existing energy production technologies. Nuclear power with the IV Generation of nuclear reactors, offers a solution to the problem of growing global energy demand. This technology does not emit greenhouse gases and allows the construction of high power or small power plants, an aspect that surpasses most renewable energy sources. It contributes to advances in sustainability, safety, reliability and resistance to the proliferation of nuclear weapons. The Very High Temperature Reactor (VHTR) is one of the next generation candidates for nuclear reactors, according to the IAEA. Predicting the thermohydraulic performance of high temperature reactors is an important contribution to the technology development. The evaluation of the thermohydraulic behavior of steady and transient states of the HTR-10 gas-cooled pebble bed high temperature test reactor was a challenge proposed to the international scientific community by the IAEA. This work proposes a methodology for the thermohydraulic study of steady and transient states of very high temperature gas-cooled pebble bed nuclear reactors, using real scale three-dimensional computational thermohydraulic modelling. This work proposes a methodology for the thermohydraulic study of steady and transient states of very high temperature gas-cooled pebble bed nuclear reactors, using real scale three-dimensional computational thermohydraulic modelling. Analyzes of the main thermohydraulic parameters: temperature of fuel elements, temperature of the coolant, temperature of the structural elements, velocities, and pressures were made. These analyses were carried out from comparative studies with experimental data and data obtained by other computational codes. The prediction capacity of the main thermohydraulic parameters from two computational models has been demonstrated. A “simplified model”, with less utilization of computational resources that allows an acceptable thermohydraulic description of the HTR-10 reactor and a second one model, called for “integral model” that ensure of the main thermohydraulic parameters with greater accuracy at the cost of greater utilization of computational resources. The main thermohydraulic parameters of the HTR-10 reactor during the postulated accident of helium circulator trip (ATWS) were also evaluated. With this methodology and the use of the integral model, the transient effects were captured according to the experiments that demonstrate the passive safety of this gas-cooled pebble bed high temperature reactor.porUniversidade Federal de PernambucoPrograma de Pos Graduacao em Tecnologias Energeticas e NuclearUFPEBrasilAttribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Brazilhttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/br/info:eu-repo/semantics/openAccessEngenharia nuclearVHTRTermoidráulica nuclearHTR-10CFDANSYS CFXUma metodologia termo-fluido-dinâmica computacional para avaliação de reatores que operam a altíssimas temperaturas com leitos de combustíveis esféricosinfo:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/doctoralThesisdoutoradoreponame:Repositório Institucional da UFPEinstname:Universidade Federal de Pernambuco (UFPE)instacron:UFPEORIGINALTESE Abel Gámez Rodríguez.pdfTESE Abel Gámez Rodríguez.pdfapplication/pdf9038829https://repositorio.ufpe.br/bitstream/123456789/36154/1/TESE%20Abel%20G%c3%a1mez%20Rodr%c3%adguez.pdfb73f0cfcf7613c4b03accf8be2076889MD51CC-LICENSElicense_rdflicense_rdfapplication/rdf+xml; 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