Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-04T16:28:53Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_04.pdf: 1243436 bytes, checksum: 21cec8dd642d8b383ba937a9564db564 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-04T16:28:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_04.pdf: 1243436 bytes, checksum: 21cec8dd642d8b383ba937a9564db564 (MD5) Previous issue date: 2012 / O presente trabalho propõe-se a apresentar um método de análise dos limites termohidráulicos de um reator PWR típico através da resolução numérica das equações de transferência de calor aplicado a varetas combustível. Os limites termo-hidráulicos estudados são a temperatura limite do combustível e o DNBR mínimo do projeto. A resolução numérica foi feita através do método de elementos finitos por um código computacional, escrito em linguagem Fortran, gerado especificamente para esse fim e que utiliza o programa GID para a geração da malha de entrada e as saídas gráficas. O Método de Newton-Raphson foi usado neste trabalho para encontrar o valor de parâmetros que otimizem o nível de potência, fazendo com que a temperatura do combustível e o DNBR mínimo alcancem os limites de projeto. A validação foi feita comparando-se os resultados gerados pelo código computacional com os resultados analíticos encontrados no livro de Todreas e Kazimi para varetas concêntricas ao revestimento e com os resultados analíticos encontrados por Nijsing para varetas excêntricas ao revestimento. Foram feitas simulações para estudos de casos onde houve variações na temperatura limite de projeto, na excentricidade das pastilhas combustível, no perfil de distribuição de potência, na vazão mássica e na correlação de DNBR. Esses estudos serviram para verificar a melhor condição de funcionamento do reator considerando as características analisadas. / This study aims to present a method of analysis of thermal hydraulic limits of a typical PWR reactor through numerical solution of the equations of heat transfer applied to the fuel rods. The limits thermo-hydraulic studied are the temperature limit of the fuel and the minimum DNBR project. The numerical solution was performed using the finite element method for a computer code written in Fortran, generated specifically for that purpose and that the program uses GID to mesh generation for input and graphical output. The Newton- Raphson method was used in this work to find the value of parameters that optimize the distribution of power, causing the fuel temperature and minimum DNBR reach the design limits. The validation was performed by comparing the results generated by the computer code with the analytical results found in the book of Todres Kazimi and sticks to the coating and concentric with the analytical results found by Nijsing eccentric rods to the finish. Simulations were made for case studies where there were variations in the temperature range of design, the eccentricity of the fuel pellets, the profile of power distribution, the mass flow rate and correlation of DNBR. These studies served to determine the best operating condition of the reactor considering the characteristics analyzed.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-09T12:44:21Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_02.pdf: 4504821 bytes, checksum: 7805c686fa12fb269985ec56ad47ddd7 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-09T12:44:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_02.pdf: 4504821 bytes, checksum: 7805c686fa12fb269985ec56ad47ddd7 (MD5) Previous issue date: 2010 / Este trabalho propõe-se ao desenvolvimento de um método de resolução de equações de transferência de calor aplicado em varetas combustíveis utilizando o método dos elementos finitos, com a finalidade de se avaliar o desempenho e a segurança deste sistema nuclear. Foi elaborado em Fortran um programa para avaliar as equações que governam o problema, as condições de contorno e aplicar as propriedades dos materiais em regime permanente. Este programa utiliza a geração da malha de entrada e as saídas gráficas geradas pelo programa GID. O método desenvolvido foi validado em relação à solução analítica encontrada no livro de Todreas e Kazimi com erro inferior a 0,2% e com relação à solução analítica aprimorada de Nijsing para vareta axissimétrica e com excentricidade com erro inferior a 3,6%. Foram desenvolvidas aplicações com a utilização de correlações para propriedades com dependência da temperatura na resolução de vareta axissimétrica e na resolução de uma vareta com excentricidade. O método desenvolvido, caso venha a ser implementado, permitirá a avaliação de varetas combustíveis nas situações apresentadas e em outros cenários, além de agregar uma ferramenta de valor substancial na análise de varetas. / This work proposes the development of a method of solving equations of heat transfer applied in fuel rods using the finite element method, in order to evaluate the performance and safety of the nuclear system. Was prepared in a Fortran program to evaluate the equations governing the problem, the boundary conditions and apply the properties of materials on a steady state. This program uses the mesh generation input and graphical output generated by the program GID. The method was validated against the analytical solution found in the book Todreas and Kazimi with error less than 0.2% and with respect to the improved analytical solution of Nijsing for axisymmetry rod and eccentricity rod with error less than a 3.6%. Applications have been developed with the use of correlations for properties with the temperature dependence of resolution axisymmetry rod and the resolution of a rod with eccentricity. The method developed, should it be implemented, would allow the assessment of fuel rods in the given situations and other scenarios, as well as adding a tool of substantial value in the analysis of rods.

Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / In this work, the spectral indexes 28r* and 25d*, and gamma efficiency factor in the IPEN/MB-01 reactor were determined experimentally employing a rod scanning technique. In the case of 28r*, this method has the advantage of eliminating most of the correction factors derived from the calculations. Only the fission yield factor and the relative fission rate in the 235U remain in the determination of the 25d*. The experiments were performed with different thicknesses of cadmium sleeves: 0.55 mm, 1.10 mm and 2.20 mm. The final experimental uncertainty achieved in the experiment, less that 1 %, and the excellent geometrical and material data characterization of the IPEN/MB-01 reactor allow us to use the results as benchmark for validate calculation methods and related nuclear data libraries. The comparison between calculated values and experimental values was performed by employing the MCNP-5 code and the nuclear data libraries: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 and JEFF-3.1. The results demonstrate that the difference among libraries is very small. Also, the comparison between calculated values and experimental values shows that there has been considerable progress in the recent nuclear data libraries. The best result is obtained with ENDF/B-VII.0 nuclear data library, and the highest discrepancy was obtained with JEFF-3.1 and JENDL-3.3 nuclear data libraries.

Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / In this work, the spectral indexes 28r* and 25d*, and gamma efficiency factor in the IPEN/MB-01 reactor were determined experimentally employing a rod scanning technique. In the case of 28r*, this method has the advantage of eliminating most of the correction factors derived from the calculations. Only the fission yield factor and the relative fission rate in the 235U remain in the determination of the 25d*. The experiments were performed with different thicknesses of cadmium sleeves: 0.55 mm, 1.10 mm and 2.20 mm. The final experimental uncertainty achieved in the experiment, less that 1 %, and the excellent geometrical and material data characterization of the IPEN/MB-01 reactor allow us to use the results as benchmark for validate calculation methods and related nuclear data libraries. The comparison between calculated values and experimental values was performed by employing the MCNP-5 code and the nuclear data libraries: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 and JEFF-3.1. The results demonstrate that the difference among libraries is very small. Also, the comparison between calculated values and experimental values shows that there has been considerable progress in the recent nuclear data libraries. The best result is obtained with ENDF/B-VII.0 nuclear data library, and the highest discrepancy was obtained with JEFF-3.1 and JENDL-3.3 nuclear data libraries.

Submitted by Lucas Rocha (lucasdlrocha@gmail.com) on 2017-03-13T14:34:07Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Rodolfo Ienny Martins.pdf: 6624810 bytes, checksum: 10e18e7630a21006ba838000c40132e4 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-13T14:34:07Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Rodolfo Ienny Martins.pdf: 6624810 bytes, checksum: 10e18e7630a21006ba838000c40132e4 (MD5) Previous issue date: 2016 / O presente trabalho integra um projeto em execução no Instituto de Engenharia Nuclear para cálculos termo-hidráulicos em varetas combustíveis de reatores nucleares. Ancorado nos estudos que o antecedem, ele aprimorou a metodologia anteriormente empregada, tornando possível, mediante uma simples modelagem de mistura homogênea, a análise de escoamentos bifásicos (líquido-vapor) de componente único (água leve) e, deste modo, transpor o limite imposto pela temperatura de saturação do líquido refrigerante. Em seu âmago encontra-se o método dos elementos finitos com o qual foram discretizadas uma vareta combustível típica de reatores de água leve e o canal refrigerante que lhe é peculiar. Tal vareta contou com uma discretização tridimensional na qual foi aplicado o método de Galerkin, enquanto a que concerne ao canal foi unidimensional, obtida através do método dos mínimos quadrados. O acoplamento dessas discretizações foi realizado equilibrando o fluxo de calor entre os referidos componentes do reator através da implementação de um processo de “iterações internas”. Seis foram as verificações empreendidas no programa desenvolvido: convergência ao estacionário de simulações com distintas condições iniciais de temperatura, similitude dos dados por ele alcançados com o produto gerado pela solução analítica da equação de transporte de entalpia no canal refrigerante, adequação das “iterações internas” em vista da metodologia do programa desenvolvido em Affonso (2013), comparação de seus resultados com os proporcionados pelo trabalho de Krepper et al. (2007), e averiguações entre o emprego das duas correlações implementadas para a transferência de calor no regime de ebulição em escoamento: a de Chen e a de Steiner e Taborek, e das duas fontes fornecidas para as propriedades físicas do refrigerante: as rotinas do código NBSNRCE e as correlações da IAPWS. Finalmente, são apresentados estudos de caso para a vareta mais quente de um PWR. Estes estudos compreendem tanto o estado estacionário quanto simulações do transiente de desligamento com perda do sistema de remoção de calor residual (parada de bomba). São considerados casos em que a vareta mais quente pode se encontrar em um de três estados: perfeita, curvada ou apresentando ballooning. Também são realizadas análises quanto a duas condições de posicionamento do combustível no interior da vareta: concêntrico ou excêntrico. / The present work is part of an ongoing project in the Instituto de Engenharia Nuclear for thermo-hydraulic calculations in fuel rods of nuclear reactors. Based upon preceding studies, it improved the previous methodology, making it possible, by the simple modeling of a homogeneous mixture, to analyze two-phase flows (liquid-vapor) of one component (light water) and thus overcome the threshold imposed by the saturation temperature of the coolant. At its heart is the finite element method with which a typical fuel rod of a light-water reactor and its peculiar coolant channel were discretized. This rod had a three-dimensional discretization in which the Galerkin method was applied, whereas the channel’s one-dimensional discretization was obtained by the least-squares method. The coupling of these discretizations was carried out by balancing the heat flux between said reactor’s components through the implementation of a process of “internal iterations”. Six were the verifications undertaken in the developed program: convergence toward the steady state of simulations with different initial conditions of temperature, similarity of the data obtained by it with the product of the analytical solution of the enthalpy transport equation in the coolant channel, adequacy of the “internal iterations” in regard to the methodology of the program developed in Affonso (2013), comparison of its results with those provided by the work of Krepper et al. (2007), and examinations concerning the use of the two implemented correlations for heat transfer in the flow boiling regime: the Chen’s and the Steiner and Taborek’s, and the two sources provided for the physical properties of the coolant: the routines of NBSNRCE code and the correlations of IAPWS. Finally, case studies are presented for the hottest fuel rod of a PWR. These studies include the steady state and simulations of the shutdown transient in which there is loss of the residual heat removal system (pump trip). Cases are considered in which the hottest rod can be in one of three states: perfect, curved or presenting ballooning. Analysis are also carried out considering two fuel positioning conditions within the rod: concentric or eccentric.