Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-04-17T12:57:43Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-04-17T12:57:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2016 / Este trabalho visa definir e avaliar os requisitos de posicionamento da sala de controle principal e de emergência no prédio onde está localizado o reator nuclear de pesquisa. O presente estudo levanta e avalia na literatura existente as principais referências com relação as normas de projetos de salas de controles, engenharia de fatores humanos, modelagem 3D de plantas nucleares e relatórios de análise de segurança. A revisão da literatura foi utilizada na definição inicial dos requisitos que impactam no posicionamento entre a sala de controle principal e de emergência. A partir dessa definição inicial, através de um questionário, especialistas auxiliaram na validação dos principais requisitos que devem ser utilizados no posicionamento dessas salas de controle no prédio de um reator nuclear de pesquisa. Como estudo de caso, utilizando os requisitos validados pelos especialistas, foi implementada a modelagem tridimensional, através dos software sketchup, do prédio do reator nuclear, incluindo a sala de controle principal e a sala de controle de emergência. Posteriormente, com o uso do software Pathfinder, simulações de retirada de emergência dos operadores da sala de controle principal até a sala de controle de emergência e até a saída do prédio foram realizadas, com o objetivo de avaliar a importância dos critérios escolhidos na segurança da instalação nuclear. Os resultados obtidos indicam que o método desenvolvido permite a definição de critérios objetivos para o posicionamento relativo entre as salas de controle principal e de emergência em projetos de reatores nucleares. / This work aims to define and evaluate the positioning requirements of the main control room and the emergency control room in the building where is located the nuclear research reactor. This study raises and measures the existing literature the main references regarding standards of control rooms of projects, human factors engineering, 3D modeling of nuclear plants and safety analysis reports. The literature review was used in the initial definition of requirements that impact the positioning between the main control room and emergency control room. From this initial setting, through a questionnaire, assisted experts in the validation of the main requirements to be used in the positioning of these control rooms in the building of a nuclear research reactor. As a case study, using the requirements validated by experts, the 3D modeling was implemented through Sketchup software, the nuclear reactor building, including the main control room and the emergency control room. Later, using the Pathfinder software, emergency evacuational simulations of the main control room operators to the emergency control room and to the exit of the building were carried out in order to evaluate the importance of the criteria chosen in security nuclear facility. The results indicate that the developed method allows the definition of objective criteria for the relative positioning between the main control room and emergency control room in nuclear reactor projects.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-09-25T17:33:04Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Desirée Yabel de Sena Tavares.pdf: 4108029 bytes, checksum: c51376c26109be7dd2ad7a6fb1740fd6 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-25T17:33:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Desirée Yabel de Sena Tavares.pdf: 4108029 bytes, checksum: c51376c26109be7dd2ad7a6fb1740fd6 (MD5) Previous issue date: 2017-06 / Este trabalho propõe programar o cálculo de célula considerando a queima de combustível utilizando o código WIMSD-5B. O procedimento de cálculo de célula permite determinar os parâmetros nucleares presentes na equação de difusão de nêutrons multi-grupo e para este fim a teoria do transporte de nêutrons é utilizada em um problema com redução dimensional, mas, em contrapartida é considerado um grande número de grupos de energia associados ao espectro de nêutrons. Há uma variedade de códigos de física do reator que determinam os parâmetros nucleares resolvendo a equação de transporte de nêutrons aplicada em uma célula equivalente representando um elemento combustível. O código WIMSD-5B é um código determinístico e que resolve a equação de transporte utilizando método de probabilidade de colisão. A simulação de queima de combustível no cálculo de célula levou em conta diferentes bibliotecas de dados nucleares. O código WIMSD-5B suporta várias bibliotecas de dados nucleares e no presente trabalho foram utilizadas as seguintes bibliotecas: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 e JEF2.2, todas formatadas para 69 grupos de energia. / This work proposes to implement the cell calculation considering the fuel burning using the WIMSD-5B code. The cell calculation procedure allows determining the nuclear parameters present in the multi-group neutron diffusion equation and for this purpose the neutron transport theory is used in a problem with dimensional reduction, but in contrast is considered a large number of groups associated with the neutron spectrum. There are a variety of reactor physics codes that determine the nuclear parameters by solving the neutron transport equation applied to an equivalent cell representing a fuel element. The WIMSD-5B code is a deterministic code that solves the transport equation using collision probability method. The simulation of fuel burning in the cell calculation took into account different nuclear data libraries. The WIMSD-5B code supports several nuclear data libraries and in the present work the following libraries were used: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 and JEF2.2, all formatted for 69 energy groups.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-11-13T12:28:42Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Lucas de Castro Miguel.pdf: 3194306 bytes, checksum: 29b2b3f9442193f3412adc4893df0884 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-11-13T12:28:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Lucas de Castro Miguel.pdf: 3194306 bytes, checksum: 29b2b3f9442193f3412adc4893df0884 (MD5) Previous issue date: 2017-06 / Nas últimas décadas foram desenvolvidos diversos estudos a respeito da efetividade do uso da realidade virtual como ferramenta de ensino. Também foram desenvolvidas novas e cada vez mais complexas ferramentas de TIC (Tecnologias da Informação e Comunicação). Nesse contexto surgiram as AVA (Ambientes Virtuais de Aprendizagem) que são mídias que utilizam o ciberespaço para veicular conteúdo didático oferecendo aos discentes uma ferramenta de ensino alternativa antagonizando o problema da complexidade do tema da engenharia de reatores. Esse trabalho trata do desenvolvimento e da utilização de um Ambiente Virtual de Aprendizagem para auxílio do ensino do funcionamento do primeiro e segundo ciclo de um reator nuclear de água pressurizada, possibilitando ao discente uma melhor visualização dos componentes, através da realidade virtual interativa, a engenharia básica de uma usina nuclear geradora de potência. Além de dessa plataforma ser usada como ferramenta de ensino, outra funcionalidade apresentada, é a utilização da mesma pelos desenvolvedores de ambientes ou objetos virtuais como repositório online dos mesmos modelados pelos pesquisadores. Então, com esses objetos virtuais alocados em categoria, os discentes poderiam utilizar esse AVA em sala de aula como ferramenta de auxílio no ensino em matérias relacionadas a engenharia de reatores. Desse modo também, é possível que os pesquisadores utilizem a plataforma como uma alternativa prática para exibir seus modelos para outros pesquisadores e assim contribuir com a difusão do conhecimento sobre a energia nuclear dentro e fora de sua comunidade de pesquisa.

Orientador: Carlos Lenz Cesar / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-08-02T12:49:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Faria_CristianeOliveirade_M.pdf: 5757534 bytes, checksum: 93f71c18839dec4c3d3d59548f456207 (MD5) Previous issue date: 2000 / Resumo: A cinética de crescimento de pontos quânticos (QD) em matrizes vítreas é importante porque suas propriedades ópticas lineares e não lineares dependem dos seus tamanhos e da sua dispersão. QD's são fabricados fundindo os elementos precursores do semicondutor junto com uma matriz vítrea. Após a fusão o vidro é submetido a um tratamento térmico à baixas temperaturas, na qual os elementos precursores do semicondutor adquirem mobilidade suficiente para se reagruparem na forma de QD. A absorção e emissão de átomos na superfície do ponto quântico é muito mais rápida do que a difusão dos mesmos na matriz, criando uma concentração de equilíbrio, dependente do raio, em torno dos mesmos. Haverá crescimento por difusão quando essa concentração for menor do que a concentração dos elementos na matriz e redissolução no caso oposto. Enquanto não existir superposição do gradiente de concentração de dois QD, o crescimento de cada um deles independe da presença dos outros. Quando se inicia a superposição ocorre uma competição pelos átomos dispersos na matriz com vantagem para os QD maiores, um processo conhecido como coalescência. Nesse estágio a distribuição de tamanhos aumenta, pois os QD menores redissolvem liberando átomos que alimentam o crescimento dos maiores e deve-se parar o crescimento, uma vez que o objetivo é obter a menor distribuição possível. Neste trabalho resolvemos a equação de difusão sujeita a condições de contorno em uma fronteira que muda com o tempo. Usando técnicas de duplos potenciais de Green, em lugar da função de Green convencional para uma fronteira fixa, o problema foi transformado em um problema de uma equação íntegro-diferencial para a fronteira. Resolvida a forma da fronteira obtivemos então o campo de difusão em torno dos QD's / Abstract: The growth kinetics of pontos quânticos (QD) in a vitreous matrix is important because its linear and non linear optical properties depends on their sizes and dispersion. QD's are fabricated by melting the semiconductors elements together with the vitreous matrix. After melting, the glass is submitted to a thermal treatment to lower temperatures, (500- 600°C) in which the semiconductors elements acquire enough mobility for rearrange themselves in the form of a QD. Because the absorption and emission of atoms in the surface of the QD's are much faster than their diffusion in the matrix, there is an equilibrium concentration in its surface, which depends on the QD's radius. Growth will happen when this concentration is smaller than the dispersed elements concentration in the matrix and dissolution in the opposite case. While there is no overlap of the concentration field of two neighbor QD's, the growth of each one of them is independent of the presence of the other ones. When the overlap begins starts a competition for the dispersed atoms in the matrix with advantage for the larger QD's, a process known as coalescence. In coalescence stage the size distribution increases, because the smaller QD's redissolve, decreasing in size and liberating atoms to the glass matrix that will feed the growth of the largest ones. Once our objective is to obtain the narrowest size distribution we should stop the growth at this point. In this work we solved the diffusion equation subject to certain conditions at a boundary that changes with time. Using a mathematical technique called Green 's double potencials, instead of the conventional Green's function for a fixed boundary, the problem was transformed in a problem of an integro-differential equation for the boundary. Once we find the time evolution of the boundary we obtain the diffusion field around the QD / Mestrado / Física / Mestra em Física

Orientadores: Roger Josef Zemp, Paulo de Carvalho Tofani / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-29T06:10:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Navarro_MoysesAlberto_D.pdf: 5659553 bytes, checksum: 5053e728e8c53710ee79a2d3d789497c (MD5) Previous issue date: 2001 / Resumo: A limitação do escoamento em contracorrente, ou inundação, fenômeno caracterizado pelo controle que um gás exerce no escoamento de um líquido em sentido contrário, desempenha papel importante em diversos equipamentos das engenharias química e mecânica (condensador de refluxo, colunas recheio, tubos de calor etc.). Mais recentemente, o fenômeno tem recebido atenção especial da área nuclear devido à sua influência no comportamento termo fluido dinâmico de um reator nuclear durante um acidente de perda de refrigerante. A maioria dos estudos experimentais e analíticos sobre a inundação foi executada em tubos verticais. Menor atenção por parte dos pesquisadores tem recebido as geometrias mais complexas como as constituídas por canais de escoamento anulares, com placas perfuradas e, especialmente, aqueles constituídos de tubos horizontal e inclinado conectados por uma curva, como a "perna quente" dos reatores nucleares refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR). Para melhor subsidiar as análises deste fenômeno, foi conduzido no CDTN/CNEN uma série de experimentos em seções de teste em acrílico com a mesma forma geométrica da "perna quente" de um PWR. Nestes experimentos, o escoamento em contracorrente foi estabelecido com injeção de água pela extremidade superior da tubulação inclinada e de ar através da outra extremidade da seção. Com incursão gradual ascendente na velocidade do ar para níveis de injeção de água preestabelecidos, foram determinadas as velocidades de início de arraste da água pelo ar, de início de arraste total e, durante a redução gradativa da velocidade do ar, as velocidades dos fluidos relativas à fase de inundação, quando a penetração da água é controlada pelo escoamento do ar. Com o objetivo de se avaliar as influências das características geométricas do canal de escoamento, foram realizados experimentos com diferentes comprimentos horizontais e inclinados, inclinações do duto inclinado, alturas hidrostáticas acima da extremidade superior e diâmetros da seção de testes. Os resultados experimentais mostraram uma dependência do inicio do arraste com a taxa de injeção água e com as características geométricas da seção de testes. Para uma geometria defmida, na condição de inundação, os pontos experimentais seguem uma curva característica até o início do arraste total assim como, na redução da vazão de ar, até o retomo à precipitação total, que independente da taxa de água injetada. Variações (:t 20°) em tomo de 50° na inclinação pouco afetam o comportamento da curva de inundação. Foi constatado ainda que, para uma mesma velocidade de ar, o aumento do comprimento horizontal ou do inclinado da seção provoca o aumento do arraste de água. O levantamento das influências dos parâmetros geométricos da seção de testes no comportamento da inundação gerou uma nova correlação para o fenômeno / Abstract: The Countercurrent Flow Limitation (CCFL), or flooding, is characterized by the restraint imposed by a gas on a countercurrent liquid flow. The phenomenon plays important role in several equipment in the chemical and mechanical engineerings (reflux condensator, packed columns, heat pipes). More recently the phenomenon has received special attention by the nuclear area due to its influence in the thermal-hydraulic behavior of a nuclear reactor during a postulated loss of coolant accident. Most of the experimental and analytical studies about the flooding was performed in vertical ducts. The more complex geometries, such as annular channels, or channels with perforated plates and, especially, those which are constituted by a horizontal pipe connected to an inclined riser, as the hot leg of the Pressurized Water Reactors - PWR, have received little attention by the researchers. To subsidize the analyses of this phenomenon, experiments in test sections with the same geometric form of the hot leg of a PWR were carried in CDTN/CNEN. In these experiments, the countercurrent flow was established with water injection in the upper extremity of the inclined pipe associated to air injection through the other extremity of the test section. With ascending and gradual air flow rate, for specific water flow rates, the air velocities at the onset of flooding and at the onset of total water carryover were measured. During an air flow rate reduction phase, the relative fluids velocities in the flooding phase, when the water penetration is controlled by the air in countercurrent, were also determined. In order to evaluate the influence of the geometric characteristics of the test section, experiments with different horizontal and inclined lengths, inclinations of the inclined riser, water head above the upper extremity and diameters of the test section, were also performed. The experimental results showed that the onset of flooding is a complex function of water flow late injection and depends on the geometry of the test section. For a specific geometry, in the flooding condition, the experimental points follow a characteristic curve ITom the onset of the total carryover until the total water precipitation. These flooding curve was found to be independent of the injected water flow rate. The imposed variations (:t 20) around 50° in inclination of the inclined riser produced negligible effects in the flooding curve. It was also verified that, for a same air velocity, a longer horizontal or inclined length induces an increase in the carryover water. This study proposes a new flooding correlation considering the influence of the geometrical parameters / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

A demanda por energia no mundo moderno é crescente, em particular nos países em desenvolvimento. Dentre as fontes de energia atualmente disponíveis a opção nuclear tem merecido destaque pelas suas qualidades de não afetar o meio ambiente por meio de emissões de gases de efeito estufa e nem demandar grandes áreas. Porém, a sociedade tem requerido melhoria da segurança dos novos reatores e as empresas de energia necessitam maior disponibilidade das centrais. O projeto do IRIS, um reator nuclear integral a água pressurizada, vem atender a esses requisitos. Um sistema de identificação e classificação de transientes ajudaria a melhorar a segurança e a aumentar a disponibilidade do IRIS, melhorando sua competitividade. Como contribuição para o desenvolvimento de um sistema como esse foi desenvolvido e estudado o Sistema de Identificação e Classificação de Transientes SICT com capacidade de monitorar a operação da central e disponibilizar informações sobre seu estado operacional. O SICT foi desenvolvido usando a técnica de redes neuronais, mais especificamente os Mapas Auto-Organizáveis (Self-Organizing Maps - SOM). Para o treinamento do SICT foram usados resultados de simulação do IRIS com o código RELAP5. Para comprovar a metodologia de usar resultados de simulações, cujos valores têm características diferentes daqueles medidos, foi feito uma aplicação do SICT para uma instalação experimental, o Circuito Térmico NO 1 CT1. A partir de experimentos termo-hidráulicos no CT1 e de simulações deste com o RELAP5, pôde-se verificar a validade dessa metodologia. Tem-se disponível para estudos futuros uma nodalização do CT1 validada, uma nodalização do IRIS testada para vários transientes, normais e anormais, e um banco de dados de resultados de simulação do IRIS. Está também disponível, em um CD em anexo a esta tese, os arquivos fontes do aplicativo desenvolvido, SICT, e de alguns programas auxiliares, os dados dos experimentos realizados no CT1 e dados de entrada e resultados de simulações do CT1 com o RELAP5. / The demand for energy in the modern world is growing, particularly in the developing countries. The nuclear option has been deserving prominence for their qualities of not impacting the environment through emissions of greenhouse gases and nor to demand great areas. However society requests improvement in the safety of new reactors and the utilities request larger availability of the power plants. The IRIS project of an integral nuclear pressurized water reactor proposes to fulfill those requirements. A system for identification and classification of transients would help to improve the safety and to increase the availability of the IRIS increasing its competitiveness. In order to contribute to the development of such a system it was developed in this work a System for Identification and Classification of Transients SICT - capable of monitoring the operation of the reactor and of providing information on its operational state. SICT was developed using the technique of neural networks, more specifically the Self-Organizing Maps. Results of IRIS simulations with RELAP5 code were used to train the neural network of SICT. To demonstrate the correctness of the methodology of using simulation results, whose values have characteristics different from the measured ones, it was made a version of SICT for an experimental installation, the Thermal Circuit #1 - CT1. Experiments were run in this test facility and simulations of its operation were done with RELAP5. This CT1 version of SICT was then checked against the simulation and experimental data validating the methodology. As a result of the activities to develop SICT, it is now available for futures studies: the developed application, SICT, a database of experiments in CT1, a validated nodalização of CT1, a database of results of CT1 simulations, a nodalização of the IRIS tested for several normal and abnormal transients and a database with the results of IRIS simulations. Attached to this thesis is a CD with the source files of the application and of some auxiliary programs, the data from the experiments carried out in CT1 and the input data and simulation results of CT1 with RELAP5

Este trabalho descreve o estudo e testes de um sistema capaz de identificar e classificar os transientes, ou estados transitórios, de sistemas termo-hidráulicos, utilizando a técnica de redes neurais artificiais do tipo mapas de características auto-organizáveis, com o objetivo de sua implantação nas novas gerações de reatores nucleares. A técnica desenvolvida neste trabalho consiste no uso de múltiplas redes para fazer a classificação e identificação dos estados transitórios, sendo cada uma especialista em um respectivo transitório do sistema, que competem entre si por meio do erro de quantização, que é uma medida gerada por estas redes neurais. Esta técnica se mostrou eficiente, apresentando características muito promissoras no que diz respeito ao desenvolvimento de novas funcionalidades em futuros projetos. Uma dessas características consiste no potencial de que a rede, além de responder qual estado transitório está em curso, também pode oferecer informações adicionais sobre esse transitório. / This work describes the study and test of a system capable to identify and classify transients in thermo-hydraulic systems, using a neural network technique of the self-organizing maps (SOM) type, with the objective of implanting it on the new generations of nuclear reactors. The technique developed in this work consists on the use of multiple networks to do the classification and identification of the transient states, being each network a specialist at one respective transient of the system, that compete with each other using the quantization error, that is a measure given by this type of neural network. This technique showed very promising characteristics that allow the development of new functionalities in future projects. One of these characteristics consists on the potential of each network, besides responding what transient is in course, could give additional information about that transient.

Este trabalho descreve o estudo e testes de um sistema capaz de identificar e classificar os transientes, ou estados transitórios, de sistemas termo-hidráulicos, utilizando a técnica de redes neurais artificiais do tipo mapas de características auto-organizáveis, com o objetivo de sua implantação nas novas gerações de reatores nucleares. A técnica desenvolvida neste trabalho consiste no uso de múltiplas redes para fazer a classificação e identificação dos estados transitórios, sendo cada uma especialista em um respectivo transitório do sistema, que competem entre si por meio do erro de quantização, que é uma medida gerada por estas redes neurais. Esta técnica se mostrou eficiente, apresentando características muito promissoras no que diz respeito ao desenvolvimento de novas funcionalidades em futuros projetos. Uma dessas características consiste no potencial de que a rede, além de responder qual estado transitório está em curso, também pode oferecer informações adicionais sobre esse transitório. / This work describes the study and test of a system capable to identify and classify transients in thermo-hydraulic systems, using a neural network technique of the self-organizing maps (SOM) type, with the objective of implanting it on the new generations of nuclear reactors. The technique developed in this work consists on the use of multiple networks to do the classification and identification of the transient states, being each network a specialist at one respective transient of the system, that compete with each other using the quantization error, that is a measure given by this type of neural network. This technique showed very promising characteristics that allow the development of new functionalities in future projects. One of these characteristics consists on the potential of each network, besides responding what transient is in course, could give additional information about that transient.

A demanda por energia no mundo moderno é crescente, em particular nos países em desenvolvimento. Dentre as fontes de energia atualmente disponíveis a opção nuclear tem merecido destaque pelas suas qualidades de não afetar o meio ambiente por meio de emissões de gases de efeito estufa e nem demandar grandes áreas. Porém, a sociedade tem requerido melhoria da segurança dos novos reatores e as empresas de energia necessitam maior disponibilidade das centrais. O projeto do IRIS, um reator nuclear integral a água pressurizada, vem atender a esses requisitos. Um sistema de identificação e classificação de transientes ajudaria a melhorar a segurança e a aumentar a disponibilidade do IRIS, melhorando sua competitividade. Como contribuição para o desenvolvimento de um sistema como esse foi desenvolvido e estudado o Sistema de Identificação e Classificação de Transientes SICT com capacidade de monitorar a operação da central e disponibilizar informações sobre seu estado operacional. O SICT foi desenvolvido usando a técnica de redes neuronais, mais especificamente os Mapas Auto-Organizáveis (Self-Organizing Maps - SOM). Para o treinamento do SICT foram usados resultados de simulação do IRIS com o código RELAP5. Para comprovar a metodologia de usar resultados de simulações, cujos valores têm características diferentes daqueles medidos, foi feito uma aplicação do SICT para uma instalação experimental, o Circuito Térmico NO 1 CT1. A partir de experimentos termo-hidráulicos no CT1 e de simulações deste com o RELAP5, pôde-se verificar a validade dessa metodologia. Tem-se disponível para estudos futuros uma nodalização do CT1 validada, uma nodalização do IRIS testada para vários transientes, normais e anormais, e um banco de dados de resultados de simulação do IRIS. Está também disponível, em um CD em anexo a esta tese, os arquivos fontes do aplicativo desenvolvido, SICT, e de alguns programas auxiliares, os dados dos experimentos realizados no CT1 e dados de entrada e resultados de simulações do CT1 com o RELAP5. / The demand for energy in the modern world is growing, particularly in the developing countries. The nuclear option has been deserving prominence for their qualities of not impacting the environment through emissions of greenhouse gases and nor to demand great areas. However society requests improvement in the safety of new reactors and the utilities request larger availability of the power plants. The IRIS project of an integral nuclear pressurized water reactor proposes to fulfill those requirements. A system for identification and classification of transients would help to improve the safety and to increase the availability of the IRIS increasing its competitiveness. In order to contribute to the development of such a system it was developed in this work a System for Identification and Classification of Transients SICT - capable of monitoring the operation of the reactor and of providing information on its operational state. SICT was developed using the technique of neural networks, more specifically the Self-Organizing Maps. Results of IRIS simulations with RELAP5 code were used to train the neural network of SICT. To demonstrate the correctness of the methodology of using simulation results, whose values have characteristics different from the measured ones, it was made a version of SICT for an experimental installation, the Thermal Circuit #1 - CT1. Experiments were run in this test facility and simulations of its operation were done with RELAP5. This CT1 version of SICT was then checked against the simulation and experimental data validating the methodology. As a result of the activities to develop SICT, it is now available for futures studies: the developed application, SICT, a database of experiments in CT1, a validated nodalização of CT1, a database of results of CT1 simulations, a nodalização of the IRIS tested for several normal and abnormal transients and a database with the results of IRIS simulations. Attached to this thesis is a CD with the source files of the application and of some auxiliary programs, the data from the experiments carried out in CT1 and the input data and simulation results of CT1 with RELAP5

Sistemas pneumáticos de irradiação são instalações utilizadas em reatores nucleares de pesquisa. Sua função principal é de prover um meio rápido de envio de materiais para irradiação em posições localizadas nas proximidades do núcleo do reator. Durante sua utilização, cápsulas contendo os materiais de estudo são enviadas por meio de tubulações utilizando um fluido propulsor gasoso. Ao chegar à posição desejada, a cápsula sofre a exposição à radiação proveniente do reator possibilitando as transformações do material alocado em seu interior, porém como consequência da exposição também ocorre seu aquecimento térmico. Este trabalho estudou de forma numérica, utilizando a dinâmica dos fluidos computacional (CFD) e experimental, por meio de uma bancada de ensaios, o escoamento e transferência de calor durante o processo de irradiação. Os resultados encontrados demonstraram um aquecimento significativo para tempos de irradiação na ordem de 1 minuto considerando uma taxa de geração de calor constante, provocando a elevação da temperatura da cápsula a valores críticos para materiais de fabricação das cápsulas comumente utilizados como o polietileno de alta densidade (PEAD). Além disso, foram levantados os campos de velocidade, pressão e temperatura para o fluido propulsor e água de resfriamento no interior do tubo de irradiação que abriga a cápsula durante sua irradiação e avaliadas as respostas para diferentes modelos de turbulência nas simulações numéricas. Em função dos resultados obtidos concluiu-se que o estudo desenvolvido possibilitou exemplificar o processo de aquecimento das cápsulas e fornecer informações sobre as características do escoamento no interior do tubo de irradiação que abriga as cápsulas durante o processo de exposição. A utilização de diferentes modelos de turbulência nas simulações gerou resultados similares para o caso de estudo, porém pequenas variações em regiões de escoamento próximo à parede e em zonas de recirculação foram encontradas. / Pneumatic irradiation system facilities are used in nuclear research reactors. Its main function is to provide a fast means of sending materials to irradiation positions located near the reactor core. Capsules containing the sample materials are sent through pipes using a gaseous fluid propellant. Upon reaching the desired position, the capsule undergoes exposure to radiation from the reactor enabling the transformation of the material allocated inside, but as a consequence of exposure, its thermal heating also occurs. This study investigated numerically, using computational fluid dynamics (CFD), and experimentally the flow and heat transfer during the irradiation process. The results showed a significant heating for irradiation times on the order of 1 minute, considering a constant heat generation rate, thus causing increase in the capsule temperature up to critical values, for the materials that are commonly used for their manufacture. In particular, this is the case of the high density polyethylene (HDPE). Furthermore, the velocity, pressure and temperature fields were obtained for the propellant fluid and cooling water inside the irradiation tube house during its irradiation and the response of different turbulence modeling in the numerical simulations were analyzed. Based on the results obtained, it was possible to conclude that the developed study exemplified the heating process of the capsules and provided information about the characteristics of the flow inside the irradiation tube that houses the capsules during the exposure process. The use of different turbulence models in the simulations generated similar results for the study, however small variations in regions of flow near to the wall and inside recirculation zones were found.