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 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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

[ES] Ante el desafío que implica la reducción de los efectos del cambio climático, la industria nuclear se ha postulado como una buena alternativa para sustituir la producción de energía eléctrica a partir de combustibles fósiles. No obstante, debe constatar la seguridad de las centrales, para lo que resulta indispensable poder predecir su comportamiento ante escenarios operacionales y accidentales. A tal efecto, y dada la imposibilidad de disponer de datos de planta para analizar estos transitorios, se generan bases de datos en instalaciones a escala reducida a partir de experimentos, siendo necesarios métodos y estrategias de escalado que permitan extrapolar los comportamientos termohidráulicos. Pese a la relevante contribución que suponen los experimentos al campo de la seguridad nuclear, en ocasiones se cuestiona la validez de sus resultados para reproducir el comportamiento de las centrales. Este hecho motiva la ejecución de test counterpart entre distintas instalaciones, que contribuyen a abordar la problemática del escalado, así como a demostrar la adecuación de los códigos termohidráulicos para predecir una respuesta realista de los sistemas. La presente tesis doctoral explora la posibilidad de aumentar el número de experimentos counterpart a partir de la definición de nuevos escenarios y su simulación con el código termohidráulico TRACE5. Con este fin, se han desarrollado modelos de las instalaciones ATLAS y LSTF, y se han estudiado y simulado experimentos counterpart ya existentes entre dichas instalaciones. La identificación de los fenómenos termohidráulicos más significativos, y el análisis de su escalado y distorsión, configuran la base de conocimientos para abordar el diseño de los nuevos test. En la tesis, en particular, se plantea un escenario tipo station blackout para LSTF partiendo de las condiciones iniciales y de contorno de un test previo en ATLAS. La simulación del experimento confirma la idoneidad de ATLAS y LSTF para realizar experimentos counterpart, en los que la fenomenología relevante es similar, y pone de manifiesto algunas limitaciones de estas instalaciones en cuanto a la extrapolabilidad de ciertos fenómenos, debido a las distorsiones originadas por la diferencia de escala y tecnología. / [CA] Davant del desafiament que implica la reducció dels efectes del canvi climàtic, la indústria nuclear s'ha postulat com una bona alternativa per a substituir la producció d'energia elèctrica a partir de combustibles fòssils. No obstant això, ha de constatar la seguretat de les centrals, per al que resulta indispensable poder predir el seu comportament davant d'escenaris operacionals i accidentals. A aquest efecte, i donada la impossibilitat de disposar de dades de planta per a analitzar aquests transitoris, es generen bases de dades en instal·lacions a escala reduïda a partir d'experiments, sent necessaris mètodes i estratègies d'escalat que permeten extrapolar els comportaments termohidràulics. Malgrat la rellevant contribució que suposen els experiments al camp de la seguretat nuclear, de vegades es qüestiona la validesa dels seus resultats per a reproduir el comportament de les centrals. Aquest fet motiva l'execució de test counterpart entre distintes instal·lacions, que contribuïxen a abordar la problemàtica de l'escalat, així com a demostrar l'adequació dels codis termohidràulics per a predir una resposta realista dels sistemes. La present tesi doctoral explora la possibilitat d'augmentar el nombre d'experiments counterpart a partir de la definició de nous escenaris i la seua simulació amb el codi termohidràulic TRACE5. Amb aquest fi, s'han desenvolupat models de les instal·lacions ATLAS i LSTF, i s'han estudiat i simulat experiments counterpart ja existents entre les dites instal·lacions. La identificació dels fenòmens termohidràulics més significatius, i l'anàlisi del seu escalat i distorsió, configuren la base de coneixements per a abordar el disseny dels nous test. En la tesi, en particular, es planteja un escenari tipus station blackout per a LSTF partint de les condicions inicials i de contorn d'un test previ en ATLAS. La simulació de l'experiment confirma la idoneïtat d'ATLAS i LSTF per a realitzar experiments counterpart, en els que la fenomenologia rellevant és semblant, i posa de manifest algunes limitacions d'aquestes instal·lacions quant a l'extrapolabilitat de certs fenòmens, a causa de les distorsions originades per la diferència d'escala i tecnologia. / [EN] Faced with the challenge of reducing the effects of climate change, the nuclear industry has been postulated as a good alternative to replace the production of electricity from fossil fuels. However, it must verify the safety of the plants, for which it is essential to be able to predict their behavior in operational and accidental scenarios. To this end, and given the impossibility of having plant data to analyze these transients, databases are generated in reduced-scale facilities from experiments, being necessary scaling methods and strategies that allow the extrapolation of thermohydraulic behaviors. Despite the relevant contribution that experiments make to the field of nuclear safety, the validity of their results to reproduce the behavior of plants is sometimes questioned. This fact motivates the execution of counterpart tests between different facilities, which contribute to addressing scaling issues, as well as to demonstrate the adequacy of the thermal-hydraulic codes to predict a realistic response of the systems. This Ph.D. Thesis explores the possibility of increasing the number of counterpart experiments based on the definition of new scenarios and their simulation with the TRACE5 thermal-hydraulic code. In order to achieve this goal, models of the ATLAS and LSTF facilities have been developed, and counterpart experiments already existing between these facilities have been studied and simulated. The identification of the most significant thermal-hydraulic phenomena and the analysis of their scaling and distortion, configure the knowledge basis to approach the design of the new tests. In the Thesis, in particular, a station blackout scenario for LSTF based on the initial and boundary conditions of a previous test in ATLAS is proposed. The simulation of the experiment confirms the suitability of ATLAS and LSTF to perform counterpart experiments, in which the relevant phenomenology is similar. Moreover, it reveals some limitations of these facilities in terms of the extrapolability of certain phenomena, due to the distortions caused by the difference in scale and technology. / Lorduy Alós, M. (2022). Análisis termohidráulico de la instalación ATLAS. Aplicaciones de la metodología de escalado [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/181700