This master’s thesis deals with boiling crisis and with departure from nucleate boiling ratio. This thesis explains terms like the boiling crisis in nuclear reactors and the thesis deals with individual parameters of the reactor core, which have an impact on departure from nucleate boiling ratio. After that, the thesis deals with subchannel analysis and describes basic mathematical and physical models of the chosen subchannel program. The thesis then processes, with the ALTHAMC12 subchannel program, the chosen parameters and their impact on departure from nucleate boiling ratio. The conclusion of the diploma thesis deals with the evaluation of the best and worst calculated combination.

Um dos parâmetros termo-hidráulicos de segurança mais importantes no projeto e operação de reatores a água pressurizada é o fluxo de calor crítico (FCC). O FCC ocorre quando se atinge uma região de instabilidade na mudança de mecanismo de transferência de calor de uma parede aquecida para um fluido, aumentado drasticamente a temperatura da parede. Transientes em um reator nuclear podem afetar a taxa de geração de calor ou a fluxo de refrigerante no núcleo, prejudicando a retirada de calor das varetas combustíveis. Conhecer o FCC nestas condições é essencial para evitar danos às varetas e, consequentemente, a liberação de material radioativo. O objetivo deste trabalho é analisar o FCC para o LABGENE (Laboratório de Geração Nucleoelétrica) por meio do planejamento experimental e da simulação de seções de teste em condições de operação utilizando o código COBRAIIIc/MIT-1 e a correlação EPRI para o FCC. Considerou-se primeiramente seções de teste 3×3 de dois tamanhos distintos e os resultados para 100 pontos experimentais foram mostrados por meio de superfícies de resposta, a fim de melhor visualizar e analisar o comportamento de FCC para cada condição. Dois pontos importantes são os valores máximo e mínimo do FCC encontrados. O valor máximo (1,038 MBtu/hr.ft2 ou 3,27 MW/m2) indica o fluxo de calor necessário para a realização dos experimentos e o mínimo (0,162 MBtu/hr.ft2 ou 0,51 MW/m2) indica a pior condição de operação, a qual estaria mais próxima do ponto de ebulição. As simulações e modificações no código foram verificadas utilizando o banco de dados da Universidade de Columbia. Foram selecionados 2718 pontos experimentais referentes a seções de teste 5×5 com perfil de potência uniforme. Os resultados foram apresentados pela razão entre o valor predito e o valor experimental (DNBR) e os limites de tolerância unilateral 95/95 foram calculados, estando dentro dos valores esperados. / One of the most important thermal-hydraulic safety parameters for pressurized water reactor design and operation is the critical heat flux (CHF). The CHF occurs when a region of instability reached in the change of heat transfer mechanism from a hot wall to a fluid is reached, dramatically increasing the wall temperature. Transients in a nuclear reactor can affect the heat generation rate or the coolant flow in the core, impairing the removal of heat from the fuel rods. Knowledge of the CHF on these conditions is essential to prevent fuel rod damages and therefore the release of radioactive material. The main goal of this work is to analyze the CHF for LABGENE (Nuclear-electrical Generation Laboratory) by an experimental design and test sections simulation in operating conditions by using COBRAIIIc/MIT-1 code and the EPRI correlation for CHF. 3x3 test sections were initially considered for two different heights and outcomes for 100 experimental points were shown by means of response surfaces in order to better visualize and analyze the behavior of CHF for each condition. Two important points are the maximum and minimum values of the CHF found. The maximum value (1.038 MW/m2 or 3.27 MBtu/hr.ft2) indicates the power required for the experiments and the minimum one (0.162 MBtu/hr.ft2 or 0.51 MW/m2) indicates the worst operation condition, which would be closer to the boiling point. Code simulations and modifications were verified using the CHF database of Columbia University. 2718 data points pertaining to test sections 5×5 with uniform power profile were selected. The results were presented by the ratio between the predicted value and the experimental value (DNBR) and the limits of unilateral tolerance 95/95 were calculated, being within the expected values.

Um dos parâmetros termo-hidráulicos de segurança mais importantes no projeto e operação de reatores a água pressurizada é o fluxo de calor crítico (FCC). O FCC ocorre quando se atinge uma região de instabilidade na mudança de mecanismo de transferência de calor de uma parede aquecida para um fluido, aumentado drasticamente a temperatura da parede. Transientes em um reator nuclear podem afetar a taxa de geração de calor ou a fluxo de refrigerante no núcleo, prejudicando a retirada de calor das varetas combustíveis. Conhecer o FCC nestas condições é essencial para evitar danos às varetas e, consequentemente, a liberação de material radioativo. O objetivo deste trabalho é analisar o FCC para o LABGENE (Laboratório de Geração Nucleoelétrica) por meio do planejamento experimental e da simulação de seções de teste em condições de operação utilizando o código COBRAIIIc/MIT-1 e a correlação EPRI para o FCC. Considerou-se primeiramente seções de teste 3×3 de dois tamanhos distintos e os resultados para 100 pontos experimentais foram mostrados por meio de superfícies de resposta, a fim de melhor visualizar e analisar o comportamento de FCC para cada condição. Dois pontos importantes são os valores máximo e mínimo do FCC encontrados. O valor máximo (1,038 MBtu/hr.ft2 ou 3,27 MW/m2) indica o fluxo de calor necessário para a realização dos experimentos e o mínimo (0,162 MBtu/hr.ft2 ou 0,51 MW/m2) indica a pior condição de operação, a qual estaria mais próxima do ponto de ebulição. As simulações e modificações no código foram verificadas utilizando o banco de dados da Universidade de Columbia. Foram selecionados 2718 pontos experimentais referentes a seções de teste 5×5 com perfil de potência uniforme. Os resultados foram apresentados pela razão entre o valor predito e o valor experimental (DNBR) e os limites de tolerância unilateral 95/95 foram calculados, estando dentro dos valores esperados. / One of the most important thermal-hydraulic safety parameters for pressurized water reactor design and operation is the critical heat flux (CHF). The CHF occurs when a region of instability reached in the change of heat transfer mechanism from a hot wall to a fluid is reached, dramatically increasing the wall temperature. Transients in a nuclear reactor can affect the heat generation rate or the coolant flow in the core, impairing the removal of heat from the fuel rods. Knowledge of the CHF on these conditions is essential to prevent fuel rod damages and therefore the release of radioactive material. The main goal of this work is to analyze the CHF for LABGENE (Nuclear-electrical Generation Laboratory) by an experimental design and test sections simulation in operating conditions by using COBRAIIIc/MIT-1 code and the EPRI correlation for CHF. 3x3 test sections were initially considered for two different heights and outcomes for 100 experimental points were shown by means of response surfaces in order to better visualize and analyze the behavior of CHF for each condition. Two important points are the maximum and minimum values of the CHF found. The maximum value (1.038 MW/m2 or 3.27 MBtu/hr.ft2) indicates the power required for the experiments and the minimum one (0.162 MBtu/hr.ft2 or 0.51 MW/m2) indicates the worst operation condition, which would be closer to the boiling point. Code simulations and modifications were verified using the CHF database of Columbia University. 2718 data points pertaining to test sections 5×5 with uniform power profile were selected. The results were presented by the ratio between the predicted value and the experimental value (DNBR) and the limits of unilateral tolerance 95/95 were calculated, being within the expected values.

Orientadores: Roger Josef Zemp, Paulo de Carvalho Tofani / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-03T15:26:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Veloso_MarceloAntonio_D.pdf: 10344720 bytes, checksum: e173f03cd07f8090cdc60aacf528de23 (MD5) Previous issue date: 2003 / Resumo: O programa computacional P ANTERA-2 (Programa para Análise Termo-hidráulica de Reatores a Água, Versão 2), cujos fundamentos são descritos neste trabalho, efetua a análise por subcanais de feixes de varetas em conjunção com a simulação de múltiplos circuitos. O programa resolve simultaneamente as equações de conservação da massa, dos momentos axial e lateral e da energia para a geometria de subcanais acopladas com as equações de balanço que descrevem o escoamento de um fluido em um número arbitrário de circuitos de remgeração conectados a um vaso de pressão que contém o feixe. Atendo-se à formulação de subcanais, a estratégia computacional básica de P ANTERA-2 provém dos códigos COBRA, mas um método implícito alternativo de solução orientado para o campo de pressões é usado para resolver as aproximações de diferenças finitas das leis de balanço. Os resultados previstos pelo modelo de subcanais compreendem as distribuições de densidades, entalpias, vazões de massa e pressões nos subcanais. O modelo de circuitos prevê as vazões nos circuitos individuais, a vazão total através do vaso de pressão e as velocidades de rotação das bombas em função do tempo subseqüente à falha de qualquer número das bombas de circulação. Os transitórios de vazão nos circuitos podem ser ocasionados pelas perdas de potência elétrica, ruptura de eixos e travamento de rotores das bombas. As variações nas velocidades de rotação das bombas em função do tempo são determinadas através de um balanço de torques. A altura de recalque e o torque hidráulico das bombas são calculadas em função da velocidade e da vazão com duas curvas homólogas polares fornecidas ao programa na forma tabular. Para ilustrar a capacidade analítica de P ANTERA-2, três problemas-exemplo são apresentados e discutidos. Comparações entre resultados calculados e medidos indicam que o programa reproduz com boa precisão dados experimentais de temperaturas de saída de subcanais e de fluxos de calor críticos em feixes de 5x5 varetas. Observa-se támbém uma boa concordância entre as curvas teóricas previstas por P ANTERA-2 e valores medidos para as velocidades de rotação das bombas e vazões de massa nos circuitos primários da central nuclear Angra-2, quando suas quatro bombas principais são simultaneamente desligadas para simular o evento de declínio de vazão. Palavras-chave: análise por subcanais, código de subcanais, códigos cobra, análise de circuitos de escoamento, acidente de falha de bombas / Abstract: PANTERA-2 (from Programa para Análise Termo-hidráulica de Reatores a ÁguaProgram for Thermal-hydraulic Analysis of Water Reactors, Version 2), whose fundamentals are described in this work, is intended to carry out rod bundle subchannel analysis in conjunction with multiloop simulation. It solves simultaneously the conservation equations of mass, axial and lateral momentum, and energy for subchannel geometry coupled with the balance equations that describe the fluid flows in any number of coolant loops connected to A pressure vessel containing the rod bundle. As far as subchannel analysis is concemed, the basic computational strategy of P ANTERA-2 comes from COBRA codes, but an altemative implicit solution method oriented to the pressure field has been used to solve the finitedifference approximations for the balance laws. The results provided by the subchannel mode1 comprise the fluid density, enthalpy, flow rate, and pressure fields in the subchannels. The loop model predicts the individualloop flows, total flow through the pressure vessel, and pump rotational speeds as a function of time subsequent to the failure of any number of the coolant pumps. The flow transients in the loops may initiated by partial, total or sequentialloss of electric power to the operating pumps. Transient events caused by either shaft break or rotor locking may also be simulated. The changes in rotational speed of the pumps as a function of time are determined from a torque balance. Pump dynamic head and hydraulic torque are calculated as a function of rotational speed and volumetric flow from two polar homologous curves supplied to the code in the tabular form In order to illustrate the analytical capability of P ANTERA-2, three sample problems are presented and discussed. Comparisons between calculated and measured results indicate that the program reproduces with a good accuracy experimental data for subchannel exit temperatures and critical heat fluxes in 5x5 rod bundles. It is also observed a good correspondence between the theoretical curves predicted by P ANTERA-2 and measured values for pump rotational speeds and mass flow rates in the primary loops of Angra-2 nuclear power plant, when the four main coolant pumps are simultaneously switched off to simulate the flow decline evento / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química