Simulação dinâmica de um PWR com modelagem do sistema primário, pressurizador e geradores de vapor
Autor(a) principal: | |
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Data de Publicação: | 2016 |
Tipo de documento: | Trabalho de conclusão de curso |
Idioma: | por |
Título da fonte: | Repositório Institucional da UFRJ |
Texto Completo: | http://hdl.handle.net/11422/17885 |
Resumo: | Este trabalho apresenta a resposta dinâmica de diversas variáveis em reatores PWR, usando uma modelagem com controle dos aquecedores do pressurizador e desbalanço das vazões de água de alimentação e vapor dos geradores de vapor, quando submetidos a transientes de aumento da temperatura no pleno inferior do reator e retirada inadvertida de barras de controle. Essas respostas são então comparadas com outras provenientes de modelos diferentes presentes na literatura. Foram utilizados dados dos reatores H. B. Robinson presentes na literatura, e de Angra 1, no seu relatório final de análise de seguranças. Os resultados mostraram que, para transientes que ofereçam pequeno desafio às variáveis de projeto, os controladores usados na modelagem suportam a retirada de energia do primário para manter o reator em condição segura. Já em transientes mais violentos, ou seja, que são mais desafiadores às variáveis de projeto, seria necessária a adição de mais variáveis de controle ao modelo. Os resultados de Angra 1 foram superiores aos de H. B. Robinson devido às suas características que facilitam a transferência de calor pelos geradores de vapor. |
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Simulação dinâmica de um PWR com modelagem do sistema primário, pressurizador e geradores de vaporDynamic simulation of a PWR, modeling the primary system, pressurizer, and the steam generatorsAnálise de segurançadinâmica e controle de reatoresinstrumentação nuclearmetodologiaCNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAREste trabalho apresenta a resposta dinâmica de diversas variáveis em reatores PWR, usando uma modelagem com controle dos aquecedores do pressurizador e desbalanço das vazões de água de alimentação e vapor dos geradores de vapor, quando submetidos a transientes de aumento da temperatura no pleno inferior do reator e retirada inadvertida de barras de controle. Essas respostas são então comparadas com outras provenientes de modelos diferentes presentes na literatura. Foram utilizados dados dos reatores H. B. Robinson presentes na literatura, e de Angra 1, no seu relatório final de análise de seguranças. Os resultados mostraram que, para transientes que ofereçam pequeno desafio às variáveis de projeto, os controladores usados na modelagem suportam a retirada de energia do primário para manter o reator em condição segura. Já em transientes mais violentos, ou seja, que são mais desafiadores às variáveis de projeto, seria necessária a adição de mais variáveis de controle ao modelo. Os resultados de Angra 1 foram superiores aos de H. B. Robinson devido às suas características que facilitam a transferência de calor pelos geradores de vapor.Universidade Federal do Rio de JaneiroBrasilEscola PolitécnicaUFRJMelo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso ehttp://lattes.cnpq.br/1187896035778213http://lattes.cnpq.br/4831916018754951Alvarenga, Marco Antonio Bayouthttp://lattes.cnpq.br/0906043029169162Alvim, Antonio Carlos MarquesAlves, Antonio Sérgio de MartinOlegario, Leandro Cardoso2022-07-25T19:38:07Z2023-12-21T03:05:23Z2016-09info:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/bachelorThesishttp://hdl.handle.net/11422/17885porinfo:eu-repo/semantics/openAccessreponame:Repositório Institucional da UFRJinstname:Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ)instacron:UFRJ2023-12-21T03:05:23Zoai:pantheon.ufrj.br:11422/17885Repositório InstitucionalPUBhttp://www.pantheon.ufrj.br/oai/requestpantheon@sibi.ufrj.bropendoar:2023-12-21T03:05:23Repositório Institucional da UFRJ - Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ)false |
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