Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-07-07T14:08:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-07-07T14:08:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / O pressurizador de um reator nuclear é o dispositivo presente no circuito primário de reatores do tipo PWR que acomoda as oscilações na pressão que o refrigerante sobre quando ocorrem transientes na operação do reator. O objetivo deste trabalho é a análise e modelagem do comportamento pressurizador de um reator compacto. Foi realizada a modelagem simplificada baseada nos aspectos termodinâmicos do refrigerante, nas características geométricas do pressurizador utilizado e no sistema de controle proposto para o conjunto de aquecedores utilizados. As simulações foram realizadas por meio do software Matlab, ferramenta computacional que possibilita trabalhar com variáveis contínuas e discretas, além do uso de declarações e rotinas para obtenção das propriedades termodinâmicas da água e para a determinação de solução raízes de equações não lineares encontradas no decorrer da simulação. Os resultados obtidos forma encontrados com valores presentes em simulações que contemplavam fenômenos mais complexos, como a variação de energia devido à formação de bolhas na região de líquido e a formação de condensado na região de vapor. Estudos de caso foram realizados sobre o desempenho do pressurizador quando sujeito a falhas nos controladores presentes em seus aquecedores por problemas de instrumentação, bem como a análise de propostas diferentes de controladores e por fim é sugerida uma breve análise do fenômeno de elevação ebulioscópica que ocorre no refrigerante devido à presença do ácido bórico, utilizado como absorvedor de nêutrons do reator nuclear e que pode ser considerado um solvente não volátil / The pressurizer of a nuclear reactor is the device located in primary coolant system of PWR that accommodates the oscillations in the pressure of the coolant when transients occur in the operation of the reactor. The subject of this work is the analysis and the modeling of the behavior pressurizer of a compact nuclear reactor. The simplified modeling was done based on thermodynamics properties of the coolant, on the geometric features of the pressurizer and on the control system suggested to the set of heaters. Simulations were done in Matlab, a computational tool that enables the handling of continuous and discrete data, besides the use of statements and routines to request thermodynamics data of water from steam tables and to determine the solution of the roots of non-linear equations observed in the simulation. The results were compared with simulations that contemplate more complex phenomena such as energy changes associated to the motion of bubbles formed in the water region and drops condensed in the steam region. Case studies were done about the performance of the pressurizer when it undergoes to failures in the controllers presented in its heaters due instrumentation problems, as well as the analysis of proposals for different controllers and ultimately it is suggested a simple analysis of the ebullioscopic elevation that happens in the coolant due the presence of boric acid, used as a neutron absorber of the nuclear reactor and considerate as a non-volatile solvent

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-06T16:47:13Z No. of bitstreams: 1 HENRIQUE SOTOMA M.pdf: 2269998 bytes, checksum: e4ae65fc958b59ebcc624690e0be078b (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-06T16:47:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 HENRIQUE SOTOMA M.pdf: 2269998 bytes, checksum: e4ae65fc958b59ebcc624690e0be078b (MD5) Previous issue date: 1973-02 / O objetivo da presente estudo e prover um método apropriada para o cálculo do comportamento transiente do pressurizador de um reator a água pressurizada. Este trabalho segue um modela desenvolvido por S.G. Margolis e J.A. Redfield. O estudo mostra um programa digital de uma simulação da dinâmica do pressurizador, baseado- numa aplicação da 1º lei da Termodinâmica e leis de Transferência de Calor e Massa. Nenhuma hipótese é feita quanto ao particular processo termodinâmicao(processo isentrópica, processa saturada) que se segue durante um surto positivo (insurge) ou negativo (out surge). No modelo apresentado, o próprio programa determina o processo termodinâmico em cada instante do regime transiente. Dada a importância do pressurizador em relação à segurança operacional do reator do tipo a ser empregado na Central Nuclear de Angra dos Reis e, tendo em vista a utilização prática, procurou-se ajustar os dados do programa digital comparáveis aa de uma usina nuclear de 500 MWe de potência. O estudo serve também coma ferramenta de projeto mecânico do vaso pressurizador e das tubulações do circuito primário.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:15:34Z (GMT). No. of bitstreams: 1 license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2011 / Faculdade de Amparo à Ciência e Tecnologia do Estado de Pernambuco / O avanço do crescimento populacional, juntamente com outros fatores socioeconômicos, leva a uma exploração crescente dos recursos energéticos. A energia nuclear é uma boa alternativa, porque é uma forma direta de obtenção de eletricidade em larga escala, gerando baixo impacto ambiental. Atualmente, os reatores avançados estão sendo desenvolvidos, buscando maior segurança, melhor desempenho e menor impacto ambiental. Modelos de reatores devem seguir várias etapas e testes numerosos antes de um projeto concebível poder ser certificado. Nesse sentido, as ferramentas computacionais tornaram-se indispensáveis na elaboração desses projetos. Assim, este estudo teve como objetivo o desenvolvimento de uma ferramenta computacional de simulação dinâmica para análise termoidráulica através do acoplamento de dois códigos computacionais para avaliar a influência de transientes causados por variações de pressão e fluxo de massa na região do circuito primário entre o núcleo e o pressurizador. Os resultados mostraram que o instrumento dinâmico, obtido através do acoplamento dos códigos, gerou respostas satisfatórias dentro das limitações do modelo, preservando os fenômenos mais importantes no processo

Submitted by Natalia de Souza Gonçalves (natalia.goncalves@ufpe.br) on 2016-09-20T14:36:52Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Tese 129 - Samira Ruana Vidal do Nascimento.pdf: 3914240 bytes, checksum: fbc696f48e2db90a5851abb2d5401ad4 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-09-20T14:36:52Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Tese 129 - Samira Ruana Vidal do Nascimento.pdf: 3914240 bytes, checksum: fbc696f48e2db90a5851abb2d5401ad4 (MD5) Previous issue date: 2016-02-25 / CAPES / Os Small Modular Reactors, SMRs, são reatores modulares compactos variantes dos reatores de geração III+ que apresentam características atrativas, como a simplicidade, maior segurança e são economicamente competitivos. Atualmente, há muitos projetos de SMRs com características estruturais distintas, como potência, tipo de combustível e frequência de abastecimento. O SMR em estudo é um reator do tipo PWR (reator de água pressurizada) que possui o sistema integrado (iPWR). Esse sistema é caracterizado pela inclusão de todo o sistema primário dentro do vaso de pressão, incluindo o gerador de vapor e o pressurizador. Em um iPWR, o pressurizador está localizado no topo do vaso do reator; esta configuração envolve mudanças técnicas como, por exemplo, alteração no mecanismo de circulação adotado para a homogeneização das concentrações de Boro. Assim, o presente trabalho representa uma contribuição para a concepção de uma instalação experimental planejada para fornecer dados relevantes para estudar os fenômenos de homogeneização de Boro no pressurizador de um reator modular compacto. Para isso, foi montada uma instalação experimental com uma seção de teste em aço inoxidável com escala de 1:200, referente a ¼ do pressurizador de um iPWR. Trabalhos anteriores determinaram os principais parâmetros para a construção de um modelo em escala reduzida para análise de dispersão de Boro no pressurizador de um reator com a configuração integral. Esses parâmetros, como medidas dos orifícios e vazão de circulação, foram a base para a execução do projeto referente a montagem experimental. Além da seção de teste, a instalação experimental dispõe de duas bombas rotativas, 5 medidores de vazão e 3 tanques em aço inoxidável, com capacidades de, aproximadamente, 70, 143 e 216 litros. A montagem foi realizada de modo que a seção de teste fosse alimentada com água ou com uma solução com concentração diferente, representando cenários de boração ou deboração. Para determinar a concentração na entrada e na saída da seção de teste, foram realizadas coletas de amostras, a cada 10 minutos, durante os experimentos que representavam alguns cenários (boração/deboração). Utilizando um condutivímetro de bancada, a condutividade elétrica dessas amostras foi determinada e convertida em concentração do elemento traço utilizado. Após a montagem, com as devidas instalações, testes de operação e execução dos experimentos, foi possível comprovar a viabilidade de empregar a montagem experimental, de maneira confiável, para obter valores que possam analisar o fenômeno de homogeneização de Boro em um pressurizador de um reator modular compacto. / The Small Modular Reactors, SMRs, are compact variants modular reactors of generation III + reactors that feature attractive features such as simplicity, enhanced security and are economically competitive. Currently, there are many SMRs projects with distinct structural characteristics such as power, fuel type and supply frequency. The SMR in the study, is a PWR (pressurized water reactor) reactor type that integrated (iPWR). This system is characterized by the inclusion of the entire primary system inside the pressure vessel, including a steam generator and the pressurizer. In one iPWR, the pressurizer is located at the top of the reactor vessel; this configuration change involves techniques such as, for example, change in the movement mechanism adopted for the mixing of boron concentrations. The present work is a contribution to the design of an experimental installation designed to provide relevant data to study the boron homogenization phenomena pressurizer in a compact modular reactor. For this, we assembled an experimental installation with a test section in stainless steel with scale of 1:200, referring to ¼ of the pressurizer of a iPWR. Previous work has determined the key parameters for the construction of a small-scale model for analysis boron dispersion in a reactor pressurizer with the full configuration. These parameters, such as measures of circulation orifices and flow were the basis for the implementation of the design related to the experimental setup. In the test section, the experimental apparatus has two rotary pumps, 5 flow meters and 3 stainless steel tanks with capacities of approximately 70, 143 and 216 liters. The fitting was performed so that the test section was fed with water or a solution with different concentration, or boration scenarios representing deboration. To determine the concentration at the inlet and outlet of the test section, samples have been collected every 10 minutes during the experiments representing some scenarios (boration/deboration). Using a benchtop conductivity, the electrical conductivity of these samples was determined and converted to the concentration of the trace element used. After assembly, with the operation testing and execution of experiments, it was possible to prove the viability of using the experimental setup, reliably, for values that can analyze the boron homogenization phenomenon in a pressurizer of a compact modular reactor.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:13:34Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo2662_1.pdf: 1447849 bytes, checksum: 604b883dbc75f5ad0ba96208844b4d66 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2010 / De forma geral, a técnica de Análise de Sensibilidade consiste no estudo do comportamento da razão entre a variação dos resultados de saída e a variação dos parâmetros de entrada relacionados a um sistema físico. Esse estudo realizado no pressurizador de um reator nuclear, que é o componente responsável pelo controle da pressão dentro do vaso, é de fundamental importância na concepção da segurança de qualquer conceito de reator avançado. Sobretudo por sua característica de atuação passiva do pressurizador (não há spray), essa análise torna-se uma etapa indispensável para a segurança e desempenho do projeto do reator IRIS (International Reactor Innovative and Secure). O método direto, através do código MODPRESS, que representa o modelo do pressurizador do IRIS, tem necessitado de grande esforço computacional. Ao contrário desse método, as redes neurais artificiais (RNAs) depois de treinadas, são ferramentas rápidas e precisas. Além disso, estas também podem se utilizar de dados experimentais para seu treinamento e aprendizado. Caso as RNAs se mostrem satisfatórias nesse caso teórico, poderão ser usadas futuramente para mapeamento e previsão do comportamento de diversos fenômenos na operação desta planta. De posse dos resultados obtidos no presente trabalho, conclui-se que as redes neurais artificiais apresentam-se como alternativa ao código MODPRESS, bem como podem ser usadas como ferramenta para calcular o coeficiente de sensibilidade neste cenário

Submitted by Irene Nascimento (irene.kessia@ufpe.br) on 2016-04-15T15:29:12Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Dissertação ata de aprovação não assinada.pdf: 3482813 bytes, checksum: 4876953faed7877569d66f85cdf9be4d (MD5) / Made available in DSpace on 2016-04-15T15:29:12Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Dissertação ata de aprovação não assinada.pdf: 3482813 bytes, checksum: 4876953faed7877569d66f85cdf9be4d (MD5) Previous issue date: 2015-08-31 / Capes / Usinas nucleares são sistemas físicos de natureza não-linear. E, devido as grandes variações de potência no regime de trabalho, um regime transitório se desenvolverá onde a pressão e a temperatura média do circuito primário irão sofrer variações significativas. Com a finalidade de inibir variações de pressão e manter o sistema pressurizado, o Pressurizador tem a função de controlar as variações que ocorrem no sistema primário do reator. Este trabalho tem por objetivo o desenvolvimento de um Controlador PID (Proporcional Integral Derivativo) baseado em lógica Fuzzy para atuação em um Pressurizador de um Reator Nuclear de Água Pressurizada. Um Controlador Fuzzy foi desenvolvido através do processo de fuzzificação, inferência e defuzzificação das variáveis de interesse para um Pressurizador, em seguida este controlador foi acoplado a um Controlador PID formando um Controlador PID regido pela lógica Fuzzy, ou seja, um Controlador PID-Fuzzy. Este foi, validado experimentalmente em uma Planta de Simulações no qual foram atribuídos transitórios semelhantes à um Pressurizador de um Reator Nuclear, observado e ajustado para melhores respostas e resultados. Os resultados desta validação foram comparados com Controladores Simples (on/off) e PID, também de forma experimental. Após a validação o Controlador PID-Fuzzy foi desenvolvido para atuar no Código MODPRESS, que simula matematicamente o Pressurizador NEPTUNUS de um Reator. Neste Código também foi feita uma comparação entre os Controladores PID e o Controlador PID-Fuzzy. Os resultados obtidos demonstraram que o Controlador PID-Fuzzy apresentou melhor desempenho e precisão, com respostas suaves, o que representa menor stress mecânico, agregando maior robustez na condução e controle do Pressurizador, dando mais confiabilidade e segurança no Reator Nuclear / Nuclear power plants are physical systems of nonlinear nature. Because of large power variations in operational conditions, transient situations will develop where the pressure and temperature average of the primary circuit coolant will undergo significant variations. In order to inhibit pressure fluctuations and maintain the pressurized system, the Pressurizer has the function of controlling the variations that occur in the primary reactor system coolant. This work aims at the development of a PID controller (Proportional Integral Derivative) based on fuzzy logic to operate in a Pressurizer of a Nuclear Pressurized Water Reactor. A fuzzy controller was developed using the process of fuzzification, inference and defuzzification of the variables of interest for a Pressurizer then this controller was connected to a PID controller forming a PID controller, but driven by fuzzy logic, that is, a PID-Fuzzy controller. This was validated experimentally on a plant simulations in which transients were assigned similar to the one Pressurizer of a Nuclear Reactor, observed and adjusted for best results. The results of this validation were compared with Simple Controllers (on/off) and PID also on an experimental basis. After validation the PID-Fuzzy Controller is designed to operate in MODPRESS Code, which mathematically simulates a Pressurizer NEPTUNUS of a reactor. In this code a comparison between PID and PID-Fuzzy Controllers was also made. The results showed that the PID-Fuzzy Controller demonstrated better performance and accuracy, with smooth responses, which means less mechanical stress, adding more robustness in the conduction and control of Pressurizer, giving more reliability and safety in Nuclear Reactor.