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Um modelo termoidráulico unidimensional do núcleo e das regiões inferior e superior de um reator tipo piscina

CADIZ, Luís Felipe Serra 31 January 2013 (has links)
Submitted by Amanda Silva (amanda.osilva2@ufpe.br) on 2015-03-03T13:55:23Z No. of bitstreams: 2 DISSERTAÇÃO LUIS FELIPE SERRA CADIZ.pdf: 3963641 bytes, checksum: 5c7ca07e3ef25efa7eff327a137dc5be (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-03T13:55:23Z (GMT). No. of bitstreams: 2 DISSERTAÇÃO LUIS FELIPE SERRA CADIZ.pdf: 3963641 bytes, checksum: 5c7ca07e3ef25efa7eff327a137dc5be (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2013 / O presente trabalho se propõe a apresentar um método de análise do comportamento termoidráulico de um reator tipo piscina após seu desligamento, através da resolução numérica das equações de transferência de calor aplicadas ao núcleo e seus componentes. As grandezas termoidráulicas estudadas são: as temperaturas do núcleo, revestimentos e refrigerante e a vazão mássica. A resolução numérica foi feita através de código computacional MT-RP.V1 (Modelo Termoidráulico - Reator tipo Piscina), escrito em Matlab, gerado especificamente para esse fim e que utiliza gráficos e tabelas como saídas. Os códigos computacionais usados em projetos de construção de reatores nucleares, especificamente no que se refere à análise termoidráulica de seu núcleo, têm como principal objetivo reproduzir condições reais de operação de modo que predigam, quantitativamente, as condições limites de operação a fim de que o limite de segurança não seja ultrapassado. A validação do código foi feita comparando-se os resultados gerados pelo código computacional MT-RP.V1 com os resultados encontrados no código MTHCNR (Modelo Termoidráulico de Convecção Natural em Reatores), desenvolvido por pesquisadores do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN), para o projeto do Reator Produtor de Radioisótopos (RPR), a fim de simular um modelo termoidráulico do núcleo e do poço desse reator. Os resultados encontrados demonstraram que os parâmetros termoidráulicos permanecem dentro dos limites de segurança após seu desligamento.

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