Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-04T12:50:22Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2013_05.pdf: 1528233 bytes, checksum: f68d87785bc45e2f76ceb65d2ba1ef23 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-04T12:50:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2013_05.pdf: 1528233 bytes, checksum: f68d87785bc45e2f76ceb65d2ba1ef23 (MD5) Previous issue date: 2013 / Programa: Ciência e Tecnologia Nucleares – IEN/CNEN A reatividade de um reator refrigerado a água é controlada utilizando-se barras de controle ou diluição de boro na água do refrigerante do circuito primário. O boro 10 (10B) é considerado um absorvedor de nêutrons eficiente, principalmente quando utilizado na absorção de nêutrons térmicos. Estudos transitórios com deficiência na homogeneização de boro em reatores PWR tornam-se importante, pois a solução de ácido bórico é adicionada ao refrigerante do circuito primário auxiliando no controle das taxas de fissão no núcleo do reator. Após desligamento do reator, o boro presente no refrigerante tem a função de manter o reator no estado de subcriticalidade. Caso haja a introdução de água borada com baixa concentração no circuito primário, torna-se necessário fazer um aumento da concentração desta solução e assegurar que o refrigerante esteja bem homogeneizado, evitando que água com pouca quantidade de boro atinja o núcleo. O objetivo deste trabalho é simular a homogeneização do boro no pressurizador de um reator nuclear avançado. É utilizada uma seção de testes, que representa ¼ de um pressurizador de um reator nuclear modular. Através da utilização do código CFX, programa computacional que permite análises termohidráulica de diferentes tipos de escoamento, foram simulados três exemplos em diferentes condições de operação. A partir destes resultados foram analisados parâmetros que podem influenciar nesta homogeneização. Estudos de casos como variação das dimensões da tubulação de entrada e saída, variação da vazão e mudança de posicionamento das entradas e saídas, foram feitos com o objetivo de encontrar parâmetros que podem auxiliar na otimização da homogeneização do boro. Os resultados encontrados mostram que os fatores analisados podem ser alterados no projeto a fim de se obter melhores condições de operação. / The reactivity of a water cooled reactor is controlled using control rods or boron dilution in water of the primary circuit. The boron-10 (10B) is an efficient neutron absorber, especially when used in the absorption of thermal neutrons. Transient studies with disabilities in the homogenization of boron in PWR reactors become important as the boric acid solution is added to the primary circuit coolant in order to help control the rate of fission in the reactor core. After the reactor shutdown, the boron present in the coolant has the function of maintaining reactor subcriticality. If low concentrated boron solution enters in the primary circuit, it becomes necessary to inject boron and to assure that the coolant will be well homogenized in order to increase the concentration and thus preventing water with small amounts of boron to reach the core. The aim of this study is to simulate the boron homogenization in the pressurizer of an advanced nuclear reactor. It is used a test section, which represents a quarter of a modular nuclear reactor pressurizer. By using the CFX code, a computer program that allows thermal hydraulic analysis of different types of flow, three examples were simulated using different operating conditions. With the results, it was analyzed the parameters that could influence this homogenization. Case studies such as variation of the dimensions of the water inlet and outlet tubes, flow variation and change in positioning of entrances and exits were made with the goal of finding parameters that could help the optimization of the homogenization of boron. The results confirm that the issues analyzed can be changed in the project in order to obtain the best operating condition.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-06-23T12:05:24Z No. of bitstreams: 1 dissertacao mestrado ien 2011 Andre Silva de Aguiar.pdf: 6865357 bytes, checksum: b12b2d7e2131d86514b1fa03b546a5ac (MD5) / Made available in DSpace on 2017-06-23T12:05:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao mestrado ien 2011 Andre Silva de Aguiar.pdf: 6865357 bytes, checksum: b12b2d7e2131d86514b1fa03b546a5ac (MD5) Previous issue date: 2011-02 / Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto de liberação acidental postulada de radionuclídeos a partir de reator de potência, através da modelagem ambiental no meio aquático. Para isso foram usados modelos computacionais hidrodinâmico e de transporte para a simulação da dispersão de radionuclídeos causada por uma acidente em uma central nuclear do tipo PWR. Este exercício foi realizado com auxílio de um sistema acadêmico de códigos desenvolvido pela COPPE/UFRJ, chamado SisBaHiA. A usina de Angra 3 é um reator que usa a água leve pressurizada como moderador e refrigerante do núcleo. Postulou-se então, um acidente do tipo LOCA (Loss of coolant accident), precisamente um LBLOCA, no sistema de resfriamento do núcleo (sem fusão), durante o qual foram quase instantaneamente perdidos 431m3 de refrigerante. Tal inventário continha 1,87x10 Bq/m3 de trício, 2,22x10 Bq/m3 de cobalto e 3,48x10 Bq/m3 de césio, usina a 100% de operação, e foi lançado próximo a praia de Itaorna, Angra dos Reis,RJ. Aplicando o modelo no cenário proposto (usina Angra 1 e 2 em funcionamento e Angra 3 com variação da captação e descarga tendo a descarga progressivamente reduzida após o acidente), a diluição da atividade específica da mancha dos radionuclídeos simulados, alcançou valores inferiores após 22 horas, aos níveis de referência para água do mar (1,1x10 Bq/m3, 1,11x10 Bq/m3 e 1,85x10 Bq/m3), respectivamente para o 3H, 60Co e 137 Cs. Após 54 horas de simulação os níveis dos radionuclídeos, na área de influência indireta, já estão abaixo dos valores mínimos de atividade detectados pelo laboratório de monitoração ambiental da CNAAA (5,2x10 Bq/m3, 3,0x10 Bq/m3 e 2,5x10 Bq/m3), respectivamente para o 3H, 60Co e 137 Cs.

Fundamentado na mecânica da fratura, o conceito do Leak-Before-Break (LBB) \"Vazamento Antes da Falha\" considera que um vazamento proveniente de uma trinca pode ser detectado antes de alcançar um tamanho crítico que implique na falha da tubulação, ou seja, a análise do LBB demostra através de uma justificativa técnica que a probabilidade de ruptura da tubulação é extremamente baixa. Dentre os aspectos que envolvem a aplicação do LBB, os principais são: a definição das propriedades do material, que são extraídos através de ensaios à tração e à fratura; a análise do vazamento, que determina a taxa de vazamento devido à presença de uma trinca passante; e a análise que verifica se a trinca é estável considerando os modos de falha por rasgamento dúctil e por colapso plástico. Os materiais SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B e SA-376-TP304 foram avaliados quanto aos seus desempenhos para o LBB. Utilizaram-se dados extraídos de casos da literatura para as propriedades dos materiais, e para a geometria e carregamentos da tubulação, todos correspondentes ao circuito primário de um reator PWR. Após aplicação do LBB, constatou-se que todos os três materiais atenderam os limites do estabelecidos na metodologia. Verificou-se que os materiais SA-508 Cl. 3 e SA-376-TP304 mostraram o melhor desempenho para falha por rasgamento dúctil e falha por colapso plástico, respectivamente, e o material SA-106 Gr. B teve o menor desempenho em ambos. Todos os três materiais apresentaram o colapso plástico como modo de falha mais provável. De uma forma generalizada, o material SA-376-TP304 obteve o melhor desempenho para o LBB dentre os três materiais avaliados neste trabalho. / Based on the fracture mechanics, the Leak-Before-Break (LBB) concept considers that a leakage from a crack can be detected before reaching a critical size that implies the pipe failure, that is, the LBB analysis demonstrates through a technical justification that the probability of pipe rupture is extremely low. Among the aspects that involve the application of LBB, the main ones are: the definition of the material properties, which are obtained through tensile and fracture tests; the leakage analysis, which determines the rate of leakage due to the presence of a through-wall crack; and the analysis that verifies if the crack is stable considering the failure modes by ductile tearing and plastic collapse. The materials SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B and SA-376-TP304 were evaluated in relation to their performances for LBB. Data obtained from literature cases were used for the materials properties, and for the geometry and loadings of the pipe, all corresponding to the primary circuit of a PWR reactor. After application of the LBB, it was verified that all three materials met the limits established in the methodology. The materials SA-508 Cl. 3 and SA-376-TP304 showed the best performance for ductile tearing failure and plastic collapse failure, respectively, and the material SA-106 Gr. B material had the lowest performance in both. All three materials presented plastic collapse as the most likely failure mode. In general, the material SA-376-TP304 obtained the best performance for the LBB among the three materials evaluated in this work.