Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00422.pdf: 1756629 bytes, checksum: 85b8a14cae110a01c2e28df8958192d9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:39Z (GMT). No. of bitstreams: 1 12898.pdf: 1352619 bytes, checksum: ef6fd6b00ac291ab7582c76b30c8f0bb (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00721.pdf: 1565696 bytes, checksum: 317165c778a10488d3c186dc5f2ba1fc (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Energia Atomica - IEA

Thesis (Nucl.E.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1981. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by El-Khider Si Ahmed. / Nucl.E.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00422.pdf: 1756629 bytes, checksum: 85b8a14cae110a01c2e28df8958192d9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

<p>Supercritical Water-cooled Reactor (SCWR) is a Generation-IV nuclear reactor design that operates on a direct energy conversion cycle above the thermodynamic critical point of water (374⁰C and 22.1 MPa), and offers higher thermal efficiency and considerable design simplification. As an essential step in the design of SCWR safety systems, the accident behaviour of the reactor is evaluated to ensure that the safety systems can achieve safe shutdown for all the design basis accidents. Unfortunately, the computational tools and computer codes that are currently employed for safety analysis have little application in the supercritical region, and faces significant challenges in simulating the transitions from subcritical to supercritical conditions.</p> <p>This thesis examines the predictive capabilities of Computational Fluid Dynamics (CFD) code STAR-CCM+ by evaluating critical flow (or choked flow) due to accidental release of coolant from supercritical fluid systems. The biggest challenge of this research is that the current version of STAR-CCM+ does not support supercritical simulations because the steam tables included in the package are only limited to the subcritical subset of the thermodynamic fluid properties.</p> <p>The research was carried out in two stages. In the first stage, the CFD code STAR-CCM+ was customized to simulate supercritical conditions by, (i) Generating updated steam tables to include subcritical and supercritical fluid properties and using more pressure and temperature points in the pseudo critical region (22 – 25 MPa, 645 -660 K) to handle the rapid changes in the fluid properties, and (ii) Implementing a multi-dimensional steam table interpolation scheme to access the fluid property data at any thermodynamic state during the simulation. In the second stage, the customized CFD code was extensively evaluated by simulating several accidental release scenarios from supercritical conditions using rounded-edge and sharp-edge nozzles and the model results were validated with experimental data. To overcome the solution stability (or convergence) issues encountered during the supercritical simulations, a fine tuning procedure was proposed that guaranteed convergence for all the case studies considered in this thesis.</p> <p>The simulation results revealed that the CFD model produced results that were in good agreement with experimental data and only about 10% prediction error was noticed for most cases considered in the thesis. Considering the sensitivity of the CFD model for upstream temperatures and pressures, these results appear to be quite reasonable. From the computational experience gained in this research , we believe that the CFD code STAR-CCM+ is a very useful tool to perform thermal hydraulic simulations for supercritical systems. However, an appropriate customization and extensive validation of the code is required before it can be exclusively used for safety analysis.</p> / Master of Applied Science (MASc)

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:04:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:04:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:04:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:04:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com &rho; = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T12:55:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T12:55:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T17:48:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T17:48:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP