[pt] No presente trabalho realizou-se um estudo experimental preliminar sobre o desempenho térmico do sistema de resfriamento da contenção de um reator LWR do tipo AP-600. Foi projetado, construído e testado um aparato experimental similar ao vaso de contenção dotado de uma piscina com fonte quente e resfriado externamente por circulação forçada de ar. Neste arranjo, foram testados os efeitos do volume de água, potencia dissipada e da vazão externa do ar. Nos ensaios, foram observadas três regiões típicas nos perfis de temperatura, regime de pré-saturação da água da piscina, regime transitório com ebulição interna e finalmente, equilíbrio térmico global, onde todo o calor fornecido pela fonte quente era removido pelo ar externo. / [en] In the present work, na experimental primliminary study of the thermal perfomance of a AP-600 type reactor containment cooling system was performed. It was designed, constructed and tested an experimental apparatus similar to the containment vessel equipped with a hot source inside a water pool and cooled externally by means of forced air circulation. Several tests were performed to observe the effects of the water volume, the dissipated power and external air flow rate. During the tests, threee typical regions were observed, pre-saturation water regime, transitory regime with internal boilling and, eventually, steady state regime where all the heat generated by the heat source was removed by the external air.

[pt] O presente trabalho aborda o problema da geração de energia a partir de combustíveis nucleares. È feito um estudo sobre a utilização conjunta de PWR (pressurized water reactors) e FBR (fast breeder reactors) num mesmo parque gerador nuclear. Mais especificamente, procura-se determinar a forma mais econômica (considerando os encargos anuais da geração) de se satisfazer um programa de implantação de capacidade em centrais nucleares pré-estabelecido, a partir da instalação de potência em PWR e FBR. / [en] This paper deals the problem of power generation with nuclear fuel. E study about utilization of PWR (pressurized water reactors) and FBR (fast breeder reactors) in a same nuclear park was done. More specifically, it try to find the most economical way (considering the annual costs of power generation) of to meet a pre-stabilished power program by PWR and FBR.

[pt] A modelagem de máquinas e equipamentos elétricos para estudos de transitórios eletromagnéticos, tem sido bastante discutida na literatura técnica. O reator controlado por tiristores é um equipamento cuja utilização em sistemas de extra alta tensão é relativamente recente. Portanto, poucas e esparsas informações podem ser encontradas sobre seu funcionamento e modelagem. Esta dissertação apresenta a simulação ciclo deste equipamento. A teoria básica de funcionamento do reator controlado por tiristores é inicialmente apresentada de um modo compacto e organizado. Os diversos tipos fornecidos pelos fabricantes são classificados. O desenvolvimento de um modelo em computador digital para o reator controlado por tiristores para estudos de transitórios eletromagnéticos é apresentado. Sua implementação no programa digital EMTP da BPA é mostrada detalhadamente. O modelo é submetido à testes de simulação cujos resultados são analisados e explicados extensivamente. / [en] The electrical machines and equipament modelling in the Electromagnetic transient studies, have been extensively discussed in the technical literature. The utilization of the thyristor controlled reator in EHV Systems is relatively recent. Therefore, few and sparse information can be found on its operation and modelling. This dessertation presents the development and the implementation of a model for the cycle by cycle simulation of this equipment. The basic theory of the thyristor controlled reactor is initially presented in a compact and organized way. The development of a digital computer model for the thyristor controlled reactor for the electromagnetic studies is presented. Its implementation in the EMTP digital programa of BPA is showed in a detailed way. The model is tested and the results are analysed and extensively explained.

[pt] O elemento combustível de um reator do tipo LMFBR consiste em um feixe de barras de arranjo triangular com espaçadores helicoidais entre os quais é bombeado o refrigerante. Neste trabalho, utilizando-se de tal elemento combustível composto de sete barras com espaçadores helicoidais acoplado a um circuito de ar foi simulado o comportamento hidrodinamico do escoamento. Uma série de medidas foram efetuadas para se obter as distribuições da pressão estática e da tensão cisalhante na superfície das barras, para diferentes números de Reynolds, variando-se a posição axial e angular, em um passo da helicoidal. Dos resultados obtidos, observou-se a existência de zonas de baixa pressão na superfície das barras, assim como a não dependência da tensão cisalhante adimensionalizada pela tensão média em função do número de Reynolds. Observou-se, ainda, variações bruscas na distribuição da pressão estática e da tensão cisalhante, que devem ser levadas em considreação no projeto termo-hidráulico devido a possibilidade de ocorrência de bolhas de cavitação no refrigerante. / [en] The fuel element of a LMFBR reactor consists of a wire wrapped rod bundle with triangular array with the coolant flowing in the space between the rods. In this work, using this type of element with seven rods connected to an air open loope, it was simulated the hydrodinamic behavior of the flow. Several measurements were performed in order to obtain the static pressure and the rods wall shear stress distributions, for different Reynolds numbers and different axial and angular positions in a wire wrap lead. From the obtained results, it was observed the existence of low pressure zones on the surface of the rods, as well as the non-dependency on the Reynolds number of the wall shear stress distribuition non-dimensinalized by its average value. Yet, it was observed abrupt variations in the static pressure and wall shear stress distributions which should be taken into account in the thermalhydraulic design due to the possibility of accurance of cavitation bubbles in the coolant.

[pt] O elemento combustível de um reator do tipo LMFBR consiste em um feixe de barras de arranjo triangular com espaçadores helicoidais, contido em um duto hexagonal. Neste trabalho, desenvolve-se o programa ATHEL que incorpora um método determinístico para o cálculo da distribuição de temperatura, baseado em modelos para o cálculo do coeficiente de atrito e redistribuição do escoamento axial, para o escoamento transversal e a mistura térmica turbulenta. Os resultados obtidos foram comparados com dados experimentais disponíveis na literatura, apresentando precisão semelhante aos códigos de análise mais complexa, como é o caso do COBRA e THI3D. O modelo físico utilizado e o programa desenvolvido permitem a realização de análise termohidráulica de reatores de maneira rápida e econômica. / [en] The fuel elemento f na LMFBR consists of a bundle of rods wrapped with an helical wire as spacer, surrounded by an hexagonal duct. In the present work, the ATHEL code is developed a deterministic method to calculate the temperature distribution based on models for the prediction of the friction factor and flow redistribution, for the cross flow and for the turbulent eddy dyffusivity. The obtained results are compared to available experimental data in the literature, yielding equivalent accuracy to more complex analysis code, such as COBRA and THI3D. The developed physical methods and code allow thermalhydraulics analysis of reactors in a very fast and inexpensive way.

[pt] Este trabalho consiste na apresentação de um método analítico para a análise harmônica de reatores saturados trifásicos quando usados no controle de tensão em sistemas de potência. A este respeito é primeiramente discutida a necessidade do controle de tensão através da compensação de potência reativa em sistemas de transmissão e distribuição e em seguida são apresentados os vários tipos de compensadores existentes que satisfazem estas necessidades, dando-se ênfase aos reatores trifásicos de núcleo de ferro saturado. Os núcleos dos reatores saturados são levados à completa saturação para as tensões de operação causando, naturalmente, o surgimento de correntes não senoidais nos enrolamentos. Duas soluções possíveis são apresentadas para eliminação de harmônicos nas correntes de linha: o uso de filtros e o cancelamento interno dos harmônicos por meio de arranjos adequados de enrolamentos em reatores saturados trifásicos. Este trabalho desenvolve um método analítico para análise harmônica de reatores saturados em que a eliminação ou redução dos harmônicos é feita internamente. São apresentadas em seguida as relações básicas do métodos de análise cujo objetivo é determinar as formas de onda das correntes no enrolamentos e linhas, com tensão de alimentação senoidal balanceada. O método é completamente geral e pode ser aplicado a reatores saturados com qualquer número de núcleos e enrolamento. Em seguida aplica-se o método previamente descrito a um tipo particular de reator saturado, o Twin-tripler, e desenvolve-se um programa em computador digital. Os resultados obtidos são depois comparados com os conhecidos experimental. / [en] This work is concerned with the presentation of an analytical method for the harmonic analysis of three-phase saturated reactors when used for controlling voltage in power systems. The requirements for voltage control in transmission and distribution systems through the demand for reactive power are first discussed and the various types of existing compensators which meet these requirements are presented. Particular attention is devoted to three-phase iron-cored saturated reactors. The cores of ac self saturated reactors are drive well into saturation at their operating voltages causing, naturally, non-sinusoidal currents to appear in the windings. Two possible approaches for the elimination of harmonics in the line currents are presented: use of filters and internal elimination of harmonics by means of suitable winding arrangements in three-phase saturated reactors. This work develops an analytical method for the harmonic analysis of satures reactors in which the harmonic elimination or reduction is achieved internally. The basic relations of the analytical method, which has the objective of determining the waveforms of the line and winding currents with a balanced three-phase voltage source, are then presented. The method is completely general and can be aplied to saturated reactors of any number of cores and windings. The previously described method is then applied to a particular type of saturated reactor, the Twin-tripler, and a digital computer programme is developed. The obtained results are then compared with those experimentally Known.

[pt] O acentuado crescimento dos blocos de energia a serem transportados de distantes fontes de geração aos centros de carga indica a necessidade de variados estudos de sistemas de extra alta tensão, levando em consideração a inclusão de novos equipamentos com a finalidade de obtenção de melhores resultados econômicos. O presente trabalho apresenta um estudo dos reatores saturados, seu comportamento e uma análise de suas aplicações, de modo especial, em um sistema de extra alta tensão. / [en] The progressive growth of energy blocks to be transmitted from distant generation sources to load centers determines the necessity of several extra high voltage systems studies, taking in account the introdction of new equipaments to get better economic results. This work presents a sutdy of saturable reactors, their behavior and an analysis of their applications, specifically, in an extra high voltage system.

[pt] A ocorrência de fluxo crítico de calor – FCC – é o principal fator termo-hidráulico limitante à produção de energia em reatores nucleares do tipo PWR (Reator a Água Pressurizada). O método usual de determinação de FCC é baseado em simulação numérica, utilizando programas como os COBRA, desenvolvidos a partir da análise dos subcanais do núcleo do reator. Esses programas implementam uma correlação, ou função empírica, que interpola os resultados obtidos por simulação experimental, realizada nas Seções de testes – ST-, de forma a obter o FCC numa ampla faixa operacional do reator. Esta dissertação propõe e investiga um método alternativo de determinação de FCC empregando, como correlação, redes neuronais artificiais – RNA. Neste método, as RNA são obtidas a partir de treinamento, utilizando o paradigma de backpropapagation, realizado com o mesmo conjunto de dados experimentais oriundos das STs. / [en] Critical Heat Flux – CHF – occurence is the main thermo-hydraulical factor that restrains the energy produced in Pressurized Water Reactor – PWR – nuclear plants. The usual method of determining CFCH is based upon numerical simulation performed by computer programs such as COBRA, which were developed considering the reactor core sub-channel analysis. These programs implement a correlation, or empirical function, wich interpolates the results obtained through experimental simulation, acocomplished on test sections – TSs – for the sake of obtaining CHF in a wide core operational range. This work investigate and analyze an alternate method of detrmining CHF using, as a correlation, artificial neural networks – ANNs. In this method, the ANNs are obtained through trainning, making use of backpropagation paradigm, against the same experimental data set that came from the TSs.

[pt] Este trabalho envolve o desenvolvimento de um modelo de compensador estático do tipo reator saturado e sua implementação no programa de estabilidade transitória TRANSTAB, implantado no computador CYBER 170-835 da PUC/RJ. O modelo é composto por bancos de capacitores fixos, responsáveis pela geração de reativos, em paralelo com o reator saturado, responsável pela absorção de reativos. São obtidos em primeiro lugar as equações do modelo e, a partir destas, elabora-se o diagrama de blocos a ser implementado no programa. Vários testes (simulações digitais) são realizados utilizando sistemas de potência, sob condição de distúrbio. Os resultados obtidos são então comparados com outros da literatura e a partir daí se comprova a validade do modelo desenvolvido. Com a conclusão deste trabalho, o programa TRANSTAB passa a dispor de dois tipos de compensadores estáticos: Reator Saturado e Reator Controlado por Tiristores. / [en] The model comprises fixed capacitor banks, for the generation of reactive power, in parallel with the saturated reactor, for the absortion of reactive power. The model equations are obtained in first place and from them the block diagram is developed for implementation in the program. Tests are carried out (digital simulations) using power systems under disturbance conditions. The results are then compared with others from the literature to access the validity of the model. With the conclusion of this work the TRANSTAB program stay with two types of static compensators: Saturated Reactor Type and Thyristor Controled Reactor.

[pt] No novo modelo para o setor elétrico brasileiro a operação do sistema é de responsabilidade do Operador Independente do Sistema enquanto que a propriedade do equipamento e os gastos com a sua manutenção são de responsabilidade do agente prestador do serviço ancilar.Desta forma, o lucro do agente prestador do serviço ancilar de potência reativa será função do custo deste serviço uma vez que a sua remuneração é previamente definida pelo agente regulador. Dentro desta ótica os riscos operacionais dos equipamentos de compensação de potência reativa, se não forem convenientemente mitigados,poderão aumentar os gastos com a manutenção e o pagamento de multa pela indisponibilidade do equipamento.Riscos operacionais são situações de sistema que estão fora da responsabilidade do agente mas que poderão reduzir o seu faturamento.Esta dissertação descreve os riscos operacionais e faz algumas sugestões para proteger o agente da redução do seu faturamento. / [en] In the new brazilian deregulated electrical network, system operation is under Independent System Operator responsibility while the ancillary service agent is the owner of the reactive power equipment and, as a consequence, is responsible for its maintenance costs. In the new model, the profit of the agent is a function of the maintenance costs because his payment is previously defined by the authorities. The operational risks of the reactive power equipments, if not conveniently mitigated, may increase the maintenance frequency and may also result in the payment of a fee due to the equipment unavailability.Operational risks are events in the electrical transmission system that are not under the responsibility of the agent but may reduce his profits. This report describes these operational risks and makes some suggestions to protect the agent against the reduction in his profits.