Submitted by Lucas Rocha (lucasdlrocha@gmail.com) on 2017-03-13T14:34:07Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Rodolfo Ienny Martins.pdf: 6624810 bytes, checksum: 10e18e7630a21006ba838000c40132e4 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-13T14:34:07Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Rodolfo Ienny Martins.pdf: 6624810 bytes, checksum: 10e18e7630a21006ba838000c40132e4 (MD5) Previous issue date: 2016 / O presente trabalho integra um projeto em execução no Instituto de Engenharia Nuclear para cálculos termo-hidráulicos em varetas combustíveis de reatores nucleares. Ancorado nos estudos que o antecedem, ele aprimorou a metodologia anteriormente empregada, tornando possível, mediante uma simples modelagem de mistura homogênea, a análise de escoamentos bifásicos (líquido-vapor) de componente único (água leve) e, deste modo, transpor o limite imposto pela temperatura de saturação do líquido refrigerante. Em seu âmago encontra-se o método dos elementos finitos com o qual foram discretizadas uma vareta combustível típica de reatores de água leve e o canal refrigerante que lhe é peculiar. Tal vareta contou com uma discretização tridimensional na qual foi aplicado o método de Galerkin, enquanto a que concerne ao canal foi unidimensional, obtida através do método dos mínimos quadrados. O acoplamento dessas discretizações foi realizado equilibrando o fluxo de calor entre os referidos componentes do reator através da implementação de um processo de “iterações internas”. Seis foram as verificações empreendidas no programa desenvolvido: convergência ao estacionário de simulações com distintas condições iniciais de temperatura, similitude dos dados por ele alcançados com o produto gerado pela solução analítica da equação de transporte de entalpia no canal refrigerante, adequação das “iterações internas” em vista da metodologia do programa desenvolvido em Affonso (2013), comparação de seus resultados com os proporcionados pelo trabalho de Krepper et al. (2007), e averiguações entre o emprego das duas correlações implementadas para a transferência de calor no regime de ebulição em escoamento: a de Chen e a de Steiner e Taborek, e das duas fontes fornecidas para as propriedades físicas do refrigerante: as rotinas do código NBSNRCE e as correlações da IAPWS. Finalmente, são apresentados estudos de caso para a vareta mais quente de um PWR. Estes estudos compreendem tanto o estado estacionário quanto simulações do transiente de desligamento com perda do sistema de remoção de calor residual (parada de bomba). São considerados casos em que a vareta mais quente pode se encontrar em um de três estados: perfeita, curvada ou apresentando ballooning. Também são realizadas análises quanto a duas condições de posicionamento do combustível no interior da vareta: concêntrico ou excêntrico. / The present work is part of an ongoing project in the Instituto de Engenharia Nuclear for thermo-hydraulic calculations in fuel rods of nuclear reactors. Based upon preceding studies, it improved the previous methodology, making it possible, by the simple modeling of a homogeneous mixture, to analyze two-phase flows (liquid-vapor) of one component (light water) and thus overcome the threshold imposed by the saturation temperature of the coolant. At its heart is the finite element method with which a typical fuel rod of a light-water reactor and its peculiar coolant channel were discretized. This rod had a three-dimensional discretization in which the Galerkin method was applied, whereas the channel’s one-dimensional discretization was obtained by the least-squares method. The coupling of these discretizations was carried out by balancing the heat flux between said reactor’s components through the implementation of a process of “internal iterations”. Six were the verifications undertaken in the developed program: convergence toward the steady state of simulations with different initial conditions of temperature, similarity of the data obtained by it with the product of the analytical solution of the enthalpy transport equation in the coolant channel, adequacy of the “internal iterations” in regard to the methodology of the program developed in Affonso (2013), comparison of its results with those provided by the work of Krepper et al. (2007), and examinations concerning the use of the two implemented correlations for heat transfer in the flow boiling regime: the Chen’s and the Steiner and Taborek’s, and the two sources provided for the physical properties of the coolant: the routines of NBSNRCE code and the correlations of IAPWS. Finally, case studies are presented for the hottest fuel rod of a PWR. These studies include the steady state and simulations of the shutdown transient in which there is loss of the residual heat removal system (pump trip). Cases are considered in which the hottest rod can be in one of three states: perfect, curved or presenting ballooning. Analysis are also carried out considering two fuel positioning conditions within the rod: concentric or eccentric.