Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares.
Autor(a) principal: | |
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Data de Publicação: | 2023 |
Tipo de documento: | Tese |
Idioma: | por |
Título da fonte: | Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USP |
Texto Completo: | https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3133/tde-07072023-073200/ |
Resumo: | Após o acidente de Fukushima em 2011, ligas à base de ferro e outros materiais estão sendo avaliados para substituir as ligas à base de zircônio em usinas nucleares, como parte da pesquisa com foco em combustíveis tolerantes a acidentes, do inglês Accident Tolerant Fuel (ATF). Este trabalho investigou, por meio de experimentos isotérmicos, a cinética de oxidação em altas temperaturas por água de diferentes ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares, incluindo: ligas à base de ferro, como aços inoxidáveis austeníticos (AISI 304L e AISI 348) e uma liga à base de zircônio (Zircaloy-4). Além disso, uma liga à base de níquel foi testada, como referência de desempenho em termos de resistência à oxidação. Posteriormente, um modelo de oxidação transiente do aço AISI 348 foi validado com base na análise de incertezas de experimentos não isotérmicos. Por último, a partir dos resultados experimentais, modelos cinéticos empíricos foram aplicados em um código numérico de transporte de calor com condições de contorno adiabáticas, desenvolvido para estimar a evolução da geração de hidrogênio em cenário de acidente de perda de refrigerante, agravado pela falha completa do sistema de resfriamento de emergência, até o início da fusão do núcleo. Os resultados indicam que as ligas à base de ferro e de níquel apresentam menores taxas de oxidação por água no curto prazo do acidente em comparação com as ligas à base de zircônio, proporcionando uma produção mais lenta de hidrogênio e, portanto, maior tempo de resposta para mitigação das consequências do acidente e restabelecimento do resfriamento do núcleo. |
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Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares.Study of hydrogen generation kinetics by metal-water reaction of fuel cladding alloys applied in nuclear reactors.Aço inoxidávelCladdingHidrogênioHydrogenNuclear reactorOxidaçãoOxidationReatores NuclearesRevestimentoStainless steelApós o acidente de Fukushima em 2011, ligas à base de ferro e outros materiais estão sendo avaliados para substituir as ligas à base de zircônio em usinas nucleares, como parte da pesquisa com foco em combustíveis tolerantes a acidentes, do inglês Accident Tolerant Fuel (ATF). Este trabalho investigou, por meio de experimentos isotérmicos, a cinética de oxidação em altas temperaturas por água de diferentes ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares, incluindo: ligas à base de ferro, como aços inoxidáveis austeníticos (AISI 304L e AISI 348) e uma liga à base de zircônio (Zircaloy-4). Além disso, uma liga à base de níquel foi testada, como referência de desempenho em termos de resistência à oxidação. Posteriormente, um modelo de oxidação transiente do aço AISI 348 foi validado com base na análise de incertezas de experimentos não isotérmicos. Por último, a partir dos resultados experimentais, modelos cinéticos empíricos foram aplicados em um código numérico de transporte de calor com condições de contorno adiabáticas, desenvolvido para estimar a evolução da geração de hidrogênio em cenário de acidente de perda de refrigerante, agravado pela falha completa do sistema de resfriamento de emergência, até o início da fusão do núcleo. Os resultados indicam que as ligas à base de ferro e de níquel apresentam menores taxas de oxidação por água no curto prazo do acidente em comparação com as ligas à base de zircônio, proporcionando uma produção mais lenta de hidrogênio e, portanto, maior tempo de resposta para mitigação das consequências do acidente e restabelecimento do resfriamento do núcleo.After the Fukushima accident in 2011, iron-based alloys and other materials have been assessed to replace zirconium-based alloys in nuclear power plants, as part of the research focusing on Accident Tolerant Fuel (ATF). This work investigated, by means of isothermal experiments, the high temperature oxidation kinetics by water of different fuel cladding alloys applied in nuclear reactors, including: iron-based alloys, such as austenitic stainless steels (AISI 304L and AISI 348) and a zirconium-based alloy (Zircaloy-4). In addition, a nickel-based alloy was tested, as a benchmark in terms of oxidation resistance. Posteriorly, a transient oxidation model of AISI 348 steel was validated based on the uncertainty analysis of non-isothermal experiments. Finally, based on the experimental results, empirical kinetic models were applied into a heat transport numerical code with adiabatic boundary conditions, developed to estimate the evolution of hydrogen generation in a loss of coolant accident scenario, aggravated by the complete failure of the emergency core cooling system, up to the start of core melting. The results indicate that iron-based and nickel-based alloys present lower oxidation rates by water in the short term of the accident compared to zirconium-based alloys, providing slower hydrogen production and, therefore, additional coping time to mitigate the consequences of the accident and the re-establishment of core cooling.Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USPMourão, Marcelo BredaAvelar, Alan Matias2023-04-17info:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/doctoralThesisapplication/pdfhttps://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3133/tde-07072023-073200/reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USPinstname:Universidade de São Paulo (USP)instacron:USPLiberar o conteúdo para acesso público.info:eu-repo/semantics/openAccesspor2023-07-07T11:59:17Zoai:teses.usp.br:tde-07072023-073200Biblioteca Digital de Teses e Dissertaçõeshttp://www.teses.usp.br/PUBhttp://www.teses.usp.br/cgi-bin/mtd2br.plvirginia@if.usp.br|| atendimento@aguia.usp.br||virginia@if.usp.bropendoar:27212023-07-07T11:59:17Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USP - Universidade de São Paulo (USP)false |
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Após o acidente de Fukushima em 2011, ligas à base de ferro e outros materiais estão sendo avaliados para substituir as ligas à base de zircônio em usinas nucleares, como parte da pesquisa com foco em combustíveis tolerantes a acidentes, do inglês Accident Tolerant Fuel (ATF). Este trabalho investigou, por meio de experimentos isotérmicos, a cinética de oxidação em altas temperaturas por água de diferentes ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares, incluindo: ligas à base de ferro, como aços inoxidáveis austeníticos (AISI 304L e AISI 348) e uma liga à base de zircônio (Zircaloy-4). Além disso, uma liga à base de níquel foi testada, como referência de desempenho em termos de resistência à oxidação. Posteriormente, um modelo de oxidação transiente do aço AISI 348 foi validado com base na análise de incertezas de experimentos não isotérmicos. Por último, a partir dos resultados experimentais, modelos cinéticos empíricos foram aplicados em um código numérico de transporte de calor com condições de contorno adiabáticas, desenvolvido para estimar a evolução da geração de hidrogênio em cenário de acidente de perda de refrigerante, agravado pela falha completa do sistema de resfriamento de emergência, até o início da fusão do núcleo. Os resultados indicam que as ligas à base de ferro e de níquel apresentam menores taxas de oxidação por água no curto prazo do acidente em comparação com as ligas à base de zircônio, proporcionando uma produção mais lenta de hidrogênio e, portanto, maior tempo de resposta para mitigação das consequências do acidente e restabelecimento do resfriamento do núcleo. |
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