Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T12:33:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T12:33:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho tem como objetivo estudar as modificações introduzidas, ao longo de sucessivas versões, nos modelos empíricos do programa computacional FRAPCON utilizado para a simulação do comportamento sob irradiação de varetas combustíveis de Reatores a Água Leve Pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) em regime de estado estacionário e sob condições de alta queima. No estudo, foram analisados os modelos empíricos utilizados pelo FRAPCON e que são apresentados em sua documentação oficial. Um estudo bibliográfico foi conduzido sobre os efeitos da alta queima em combustíveis nucleares visando melhorar o entendimento dos modelos utilizados pelo FRAPCON nestas condições. Foram feitas simulações do comportamento sob irradiação de uma vareta combustível típica de um reator PWR utilizando as versões 3.3, 3.4 e 3.5 do FRAPCON. Os resultados apresentados pelas diferentes versões do programa foram comparados entre si de forma a verificar as consequências das mudanças de modelo nos parâmetros de saída do programa. Foi possível observar que as modificações introduzidas trouxeram diferenças significativas nos resultados de parâmetros térmicos e mecânicos da vareta combustível, principalmente quando se evoluiu da versão FRAPCON-3.3 para a versão FRAPCON-3.5. Nessa ultima versão, obteve-se menores temperaturas na vareta combustível, menores tensões e deformações no revestimento, menor espessura da camada de oxido formada no revestimento a altas queimas na vareta combustível. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Nenhuma / No circuito primário de uma usina nuclear do tipo PWR (Pressurized Water Reactor), o refrigerante do reator é mantido a uma temperatura interna por volta de 300 C e pressão interna da ordem de 15,0 MPa, durante operação normal. O Vaso de Pressão do Reator (VPR) contém os elementos combustíveis e é considerado o componente mais importante do circuito primário. A integridade do VPR deve ser assegurada durante toda a vida útil da usina, de forma a proteger os trabalhadores da usina e o público em geral dos danos decorrentes da liberação de material radioativo.Uma das condições de carregamento mais severas que pode ameçar a integridade do VPR é causada por um transitório conhecido como Choque Térmico Pressurizado (PTS - Pressurized Thermal Shock). O VPR estará sujeito a tal condição durante um acidente com perda de refrigerante do núcleo do reator. Em um evento como este, o sistema de refrigeração de emergência do núcleo é ativado, o que provoca a injeção de água fria no interior do VPR e, consequentemente, um súbito resfriamento da parede do vaso. As tensões térmicas, resultantes deste choque térmico, associadas às tensões causadas pela repressurização do sistema, resultam em tensões de tração bastante elevadas, atingindo um valor máximo na superfície interna da parede do vaso. Além disso, a baixa temperatura provoca uma redução na tenacidade à fratura do material. Tal cenário pode levar à propagação de trincas relativamente pequenas através da parede do vaso. Portanto, ferramentas para prever o comportamento de trincas durante um evento de PTS são importantes e necessárias. O tema do presente trabalho se insere neste contexto. Em primeiro lugar, foi feito um estudo das principais questões envolvidas com o problema de PTS em vasos de pressão de reatores PWR. Essas questões dizem respeito ao comportamento à fratura de aços ferríticos na região de transição frágil-dúctil, aos procedimentos de análise de PTS disponíveis em documentos normativos e ao uso de ferramentas de análise numérica para cálculo de distribuição de temperaturas e tensões, e para obtenção de parâmetro de mecânica da fratura representativo da força motriz da trinca. Como principal objetivo do trabalho, foram desenvolvidos modelos de elementos finitos para avaliação do comportamento estrutural de um protótipo de VPR, contendo trincas em sua superfície, utilizado em um experimento de PTS. Procedimentos de mecânica da fratura foram também aplicados para prever eventuais crescimentos de trinca através da espessura da parede do vaso. Resultados das análises numéricas foram comparados com aqueles obtidos com o uso de método simplificado e com medições realizadas no experimento de PTS. / In the primary system of a pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant, the reactor coolant is kept at internal temperature around 300 C and internal pressure in the order of 15,0 MPa, during normal operation. The reactor pressure vessel (RPV) contains the fuel assemblies and is considered the most important component of the reactor primary system. The RPV integrity must be assured all along its useful life to protect the general public against radiation liberation damage. One of the most severe load conditions that may threaten the integrity of a RPV is caused by a transient known as pressurized thermal shock (PTS). The RPV may be subjected to such a condition during a loss of coolant accident. In an event like that, the emergency core cooling system is activated, what leads to a sudden cooling of the RPV wall. The thermal stresses due to this thermal shock on the vessel wall, in combination with the pressure stresses from repressurization of the system, results in large tensile stresses, which are maximum at the inside surface of the vessel. In addition, the low temperature causes a decrease in the material fracture toughness. Such a scenario may lead to the propagation of relatively small cracks through the vessel wall. Therefore, analysis tools to predict crack growth behavior during a PTS event are important and necessary. The theme of the present work is connected with this research area. In the first place, the critical issues involved with the PTS problem were reviewed. These issues are related to the fracture behavior of ferritic steels in the ductile-to-brittle transition region, the PTS analysis procedures available in industry codes and standards, and the use of numerical analysis tools for calculation of temperature and stress distribution and for computation of crack driving force parameter. As the main goal, finite element models were developed for the assessment of the structural behavior of a RPV prototype, containing surface cracks, used in a PTS experiment. Fracture mechanics procedures were applied to predict crack growth through the vessel wall. The results of numerical analyses were compared with those obtained with the use of a simplified methodology and measurements from the PTS experiment.

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Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:11:38Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:11:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:11:38Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:11:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA). / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP