Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-05-22T16:36:29Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2013_04 Renato Raoni.pdf: 2604427 bytes, checksum: ad33731b6c51a6c4e9e1abb26b746f83 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-05-22T16:36:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2013_04 Renato Raoni.pdf: 2604427 bytes, checksum: ad33731b6c51a6c4e9e1abb26b746f83 (MD5) Previous issue date: 2013-03 / Estudos de transferência de calor em varetas combustível são de grande importância na indústria nuclear. Isso se evidencia pela necessidade da predição de temperaturas limite para otimizar o projeto de varetas combustível. O presente trabalho tem por objetivo o desenvolvimento de um código computacional em linguagem fortran, no qual estão reunidas ferramentas como o Método de Elementos Finitos. Equações e correlações termo-hidráulicas foram implementadas no código com vistas a uma investigação profunda da transferência de calor entre a vareta combustível e o canal refrigerante, buscando, assim, entender o comportamento de ambos em regime transiente (como, por exemplo, nas situações de acidente). Foi feita uma análise sobre a validade da aproximação que desconsidera o fluxo axial de calor nas soluções analíticas. Comparações entre as soluções utilizando as propriedades constantes e propriedades dependentes da temperatura forma contempladas nesse trabalho. Estudos transientes envolvendo o desligamento do reator, considerando aspectos como a temperatura limite do combustível e o Departure from Nucleate Boiling Ratio (BNBR), foram realizados produzindo resultados que podem demonstrar o desempenho do código computacional / Studies on heat transfer fuel rods are of great importance in the nuclear industry . This is evidenced by the need for prediction of temperature limits to optimize the design of fuel rods . This work aims to develop a computer code in FORTRAN language, in which are gathered tools such as Finite Element Method . Equations and thermo- hydraulic correlations were implemented in the code with a view to a thorough investigation of heat transfer between the fuel rod and coolant channel , seeking thereby to understand the behavior of both in transient ( eg , in cases of accident ) . An analysis of the validity of the approach that disregards the axial heat flow in the analytical solutions was taken . Comparisons between solutions using constant properties and temperature dependent properties manner contemplated in this work . Transient studies involving the reactor shutdown , considering aspects such as limit the fuel temperature and Departure from nucleate Boiling Ratio ( BnBr ) , were performed yielding results that can demonstrate the performance of the computer code