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Previous issue date: 2017-06-22 / CNPq / Os benefícios da utilização de tecnologia nuclear para a geração de energia são inúmeros. É uma fonte com poucas emissões de gases do efeito estufa, podendo suprir a crescente demanda sem impactos tão severos ao meio ambiente; que possui alta regularidade, podendo fornecer estabilidade aos sistemas energéticos; e que ajuda a desenvolver tecnologia e conhecimento. O reator AP1000 da companhia Westinghouse busca o desenvolvimento de sistemas mais simples e com maior confiabilidade, com redução de equipamentos e materiais, e menores chances de acidentes graves como fusão do núcleo do reator ou grandes emissões radioativas. Para isso, utiliza-se de tecnologia passiva e sistemas simplificados exigindo menos intervenções e tornando-o uma das tecnologias mais robustas atualmente. O AP1000 é o reator do tipo PWR mais seguro e economicamente favorável do mercado. Essas características o tornam um dos sistemas em uso mais pesquisados. Entretanto, sistemas complexos como um reator nuclear podem encontrar-se submetidos a diversos cenários que precisam ser avaliados para que os níveis de segurança dos mesmos possam ser determinados. Uma das informações mais importantes para a operação do reator é o comportamento térmico do sistema, principalmente dentro do núcleo onde as variações de temperaturas são bruscas e intensas. Esse trabalho busca avaliar um canal nominal do reator AP1000 e seu comportamento térmico em alguns cenários. Para a obtenção dessas informações, aplica-se o Método dos Volumes Finitos (MVF) com o auxílio de software MATLAB para determinar a distribuição de temperaturas em todo o canal. Durante o progresso do presente trabalho, três análises foram desenvolvidas: uma análise unidimensional e uma bidimensional, ambas estacionárias, e uma bidimensional transitória. A partir da análise unidimensional foi possível verificar que tanto a aproximação adotada para a integral volumétrica da geração de calor, quanto os métodos adotados são apropriados para avaliar sistemas térmicos como os desse trabalho. A análise bidimensional estacionária apresenta os impactos da consideração do gap e da transmissão de calor na direção axial nas barras de combustível nuclear. Ambos fatores influenciam de maneira relevante as distribuições de temperaturas do sistema, e não devem ser desprezados em análises mais precisas. Por fim, as análises bidimensionais transitórias permitiram determinar que o sistema permaneceu seguro mesmo submetido a bloqueios de até 30% da vazão do refrigerante na entrada do canal. Entretanto, quando a dissipação de calor axial foi desprezada, apenas sob o primeiro bloqueio (10%) o canal permaneceu seguro. / The benefits of nuclear technology usage for power generation are numerous. It is a low greenhouse gases emission source, capable of helping to provide for the growing demand with minor environmental impacts; it is a highly reliable resource due to its regularity offering stability to energy systems; and it helps to develop technology and knowledge. Westinghouse Co. AP1000 reactor is the development of a simpler and more reliable system, with less equipment and materials, and smaller probability of serious accidents such as melting of the reactor core or large radiation emissions. It uses passive technology and simplified systems that requires fewer interventions making it one of the most robust technologies nowadays. The AP1000 is the safest and more economically favorable PWR reactor on the market. These features make it one of the most researched systems in use. Complex systems such as a nuclear reactor may be subjected to various scenarios that need to be evaluated in order to determine its safety levels. One of the most important information for the operation of the reactor is the thermal behavior of the system, especially in the core where the variations are sudden and intense. This work aims to evaluate a nominal channel of AP1000 reactor and its thermal behavior in a few scenarios. This information is obtained through the application of Finite Volume Method (FVM) with MATLAB software aid that determines the temperature distribution throughout the channel. During the present study, three analyzes were developed: a one-dimensional and a two-dimensional analysis, both stationary, and a transient two-dimensional analysis. Through one-dimensional analysis it was possible to verify that both the approximation adopted for the volumetric integral of heat generation, and the methods are appropriate to evaluate thermal systems like those in this work. The two-dimensional stationary analysis presents the impacts of gap consideration and axial heat transfer in the nuclear fuel rods. Both factors are relevant for temperature distributions and should not be neglected in more precise analyzes. Finally, the transient two-dimensional analyzes allowed to determine that the system remained safe even under coolant blockages up to 30% at the inlet of the channel. However, when the axial heat dissipation was neglected, the system remained safe only under the first blockage (10%).
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:repositorio.ufpe.br:123456789/26033 |
| Date | 22 June 2017 |
| Creators | COSTA, Rhayanne Yalle Negreiros |
| Contributors | http://lattes.cnpq.br/3035514390746549, LIRA, Carlos Alberto Brayner de Oliveira, SILVA, Mário Augusto Bezerra da |
| Publisher | Universidade Federal de Pernambuco, Programa de Pos Graduacao em Tecnologias Energeticas e Nuclear, UFPE, Brasil |
| Source Sets | IBICT Brazilian ETDs |
| Language | Portuguese |
| Detected Language | English |
| Type | info:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis |
| Source | reponame:Repositório Institucional da UFPE, instname:Universidade Federal de Pernambuco, instacron:UFPE |
| Rights | Attribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Brazil, http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/br/, info:eu-repo/semantics/openAccess |
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