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Desenvolvimento de um código computacional 3-D para estudos de transferência de calor em varetas combustíveis, em situações não usuais

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Previous issue date: 2013-03 / Estudos de transferência de calor em varetas combustível são de grande importância na indústria nuclear. Isso se evidencia pela necessidade da predição de temperaturas limite para otimizar o projeto de varetas combustível. O presente trabalho tem por objetivo o desenvolvimento de um código computacional em linguagem fortran, no qual estão reunidas ferramentas como o Método de Elementos Finitos. Equações e correlações termo-hidráulicas foram implementadas no código com vistas a uma investigação profunda da transferência de calor entre a vareta combustível e o canal refrigerante, buscando, assim, entender o comportamento de ambos em regime transiente (como, por exemplo, nas situações de acidente). Foi feita uma análise sobre a validade da aproximação que desconsidera o fluxo axial de calor nas soluções analíticas. Comparações entre as soluções utilizando as propriedades constantes e propriedades dependentes da temperatura forma contempladas nesse trabalho. Estudos transientes envolvendo o desligamento do reator, considerando aspectos como a temperatura limite do combustível e o Departure from Nucleate Boiling Ratio (BNBR), foram realizados produzindo resultados que podem demonstrar o desempenho do código computacional / Studies on heat transfer fuel rods are of great importance in the nuclear industry . This is evidenced by the need for prediction of temperature limits to optimize the design of fuel rods . This work aims to develop a computer code in FORTRAN language, in which are gathered tools such as Finite Element Method . Equations and thermo- hydraulic correlations were implemented in the code with a view to a thorough investigation of heat transfer between the fuel rod and coolant channel , seeking thereby to understand the behavior of both in transient ( eg , in cases of accident ) . An analysis of the validity of the approach that disregards the axial heat flow in the analytical solutions was taken . Comparisons between solutions using constant properties and temperature dependent properties manner contemplated in this work . Transient studies involving the reactor shutdown , considering aspects such as limit the fuel temperature and Departure from nucleate Boiling Ratio ( BnBr ) , were performed yielding results that can demonstrate the performance of the computer code

Identiferoai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/653
Date03 1900
CreatorsAFFONSO, Renato Raoni Werneck
ContributorsSAMPAIO, Paulo Augusto Berquo de, SANTOS, Rubens Souza dos, CARMO, Eduardo Gomes Dutra do, MOREIRA, Maria de Lourdes
Source SetsIBICT Brazilian ETDs
LanguagePortuguese
Detected LanguageEnglish
Typeinfo:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis
Sourcereponame:Repositório Institucional do IEN, instname:Instituto de Engenharia Nuclear, instacron:IEN
Rightsinfo:eu-repo/semantics/openAccess

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