Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:12:07Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:12:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Mery Piedad Zamudio Igami (mery@ipen.br) on 2017-03-10T16:45:35Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-03-10T16:45:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP: 11/17090-7

Ziel dieser Arbeit war es, die Auswirkungen der im Kühlmittel von Leichtwasserreaktoren zur Reaktivitätssteuerung eingesetzten Borverbindungen auf Siedeprozesse – und damit indirekt auf die Wärmeabfuhr der Brennelemente – zu untersuchen. Bei den Siedeversuchen, die Gegenstand der vorliegenden Arbeit sind, wurde besonders auf eine realitätsnahe Annäherung an die Reaktorparameter Wert gelegt. Als Unterstützung zur Interpretation der Ergebnisse dienten eigene Messungen von signifikanten physikalischen Stoffdaten an wässrigen Borsäure- und Pentaboratlösungen. Die Siedeprozesse wurden in einer eigens für diese Analysen konzipierten und errichteten Versuchsanlage SECA unter Verwendung eines Leitfähigkeitsgittersensors sowie einer Hochgeschwindigkeitskamera bei Drücken von maximal 40 bar und Temperaturen bis zu 250 °C untersucht. Entsprechend der in den Untersuchungen gewonnenen Erkenntnis wird für reale Reaktoren fol-gendes angenommen: Die Anwesenheit von Borsäure hat keinen Einfluss auf großvolumige Sie-devorgänge im betrachteten Störfallszenario eines Druckwasserreaktors, und die Auswirkungen auf das unterkühlte Sieden sind vernachlässigbar gering. Es ist nicht zu erwarten, dass der Wärmeübergang von den Brennelementen an das Kühlmittel beeinflusst wird. Bei einer Einspeisung von Pentaborat in Siedewasserreaktoren kann jedoch davon ausgegangen werden, dass der Wärmeübergang durch eine Verkleinerung der Blasen verbessert wird. Weitere Untersuchungen bezüglich des Austrages von Pentaborat an der Phasengrenze sowie der Bildung von Schäumen sind jedoch notwendig, und es ist den Fragen nachzugehen, ob sich diese Schäume auch bei der Einspeisung von Pentaborat in einen Siedewasserreaktor bilden können und welche Auswirkungen diese auf die oberhalb des Kerns befindlichen Dampfabscheiderzyklone und Dampftrockner haben.

Die vorliegende Dissertationsschrift beinhaltet die Ergebnisse der Untersuchung von loka-len und globalen Prozessen der Wärmeübertragung beim unterkühlten Strömungssieden. Sie ist an der Schnittstelle zwischen Reaktorsicherheitsforschung und der experimentellen Thermofluiddynamik für Phasenübergänge einzuordnen. In technischen Anwendungen zur effizienten Übertragung großer Wärmemengen spielt der Prozess des Siedens eine wichtige Rolle. Dieser Vorgang bewirkt einen starken Anstieg des Wärmetransportes von der beizten Wand an das Fluid bei vergleichsweise geringem Anstieg der Wandtemperatur. Der maximal übertragbare Wärmestrom beim Sieden wird begrenzt durch die sogenannte kritische Wärmestromdichte, deren Überschreitung zum thermomechanischen Versagen der beheizten Komponente führen kann. Aufgrund der Komplexität dieser Prozesse ist es trotz intensiver Arbeiten in den letzten Jahrzehnten noch nicht gelungen, diese Vorgänge detailliert zu modellieren. Eine Weiter-entwicklung der Modelle zur realistischen Beschreibung des unterkühlten Strömungssie-dens erfordert neuartige Untersuchungen, welche eine genaue Klassifizierung der partiellen Wärmeübergänge des Blasensiedens ermöglichen. Die Analyse partieller Wärmetransportgrößen beim unterkühlten Strömungssieden sowie der Einfluss variierender thermohydraulischer Randbedingungen ist Schwerpunkt dieser Arbeit. In der entwickelten Versuchsanlage erfolgt die Erfassung der Siedevorgänge bei Strömungsgeschwindigkeiten von 0,1 – 2 m/s und Eintrittstemperaturen von 60 - 98 °C. Mit Hilfe empfindlicher Temperaturmessungen in einem elektrisch beheizten Kapillarrohr innerhalb des Strömungskanals werden die globalen Vorgänge beim Übergang von Kon-vektion zum Sieden erfasst. Durch eine modellbasierte Bestimmung der Oberflächentem-peratur lassen sich Phänomene nachweisen, welche bisher weitestgehend unbeachtet ge-blieben sind. Die transparente Versuchsstrecke ermöglicht eine Erfassung der lokalen Sie-devorgänge mit optisch und zeitlich hochauflösenden Messverfahren. Durch die Entwick-lung neuer Algorithmen der digitalen Bildverarbeitung wurde eine umfangreiche, kenngrö-ßenorientierte Auswertung der in großem Umfang entstandenen Datenmengen realisiert. Der Einsatz transparenter und elektrisch leitfähiger Beschichtungen ermöglicht die mikro-skopische Erfassung des Blasenwachstums in weiten thermohydraulischen Parameterberei-chen. Mit erweiterten Bildverarbeitungsalgorithmen erfolgt die detaillierte und dynamische Bewertung des Blasenwachstumsverhaltens. Die statistische Auswertung der Verläufe er-möglicht die Ableitung eines Blasenwachstumsmodells für unterkühltes Strömungssieden. In einer weiteren Versuchsanordnung werden die lokalen Wärmetransportvorgänge bei der Ablösung quasistatisch gewachsener Blasen mit Hilfe der Infrarot-Thermographie be-stimmt. Dadurch können erstmalig die aus der lokalen Abkühlung der beheizten Oberfläche durch Blasenablösung resultierenden Wärmeströme unter Vernachlässigung der Bla-senbildung experimentell quantifiziert werden. Weiterhin können die bisher theoretisch beschriebenen Driftströmungen beim Aufstieg der Blase experimentell nachgewiesen wer-den. Die ermittelten Größen und Zusammenhänge tragen zur Weiterentwicklung und zum Abbau von Unsicherheiten bei der Modellierung von Wärmetransportvorgängen beim unterkühlten Strömungssieden bei.

DYN3D is an best estimate advanced code for the three-dimensional simulation of steady-states and transients in light water reactor cores with quadratic and hexagonal fuel assemblies. Burnup and poison-dynamic calculations can be performed. For the investigation of wide range transients, DYN3D is coupled with system codes as ATHLET and RELAP5. The neutron kinetic model is based on the solution of the three-dimensional two-group neutron diffusion equation by nodal expansion methods. The thermal-hydraulics comprises a one- or two-phase coolant flow model on the basis of four differential balance equations for mass, energy and momentum of the two-phase mixture and the mass balance for the vapour phase. Various cross section libraries are linked with DYN3D. Systematic code validation is performed by FZR and independent organizations.