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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
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/653 |
| Date | 03 1900 |
| Creators | AFFONSO, Renato Raoni Werneck |
| Contributors | SAMPAIO, Paulo Augusto Berquo de, SANTOS, Rubens Souza dos, CARMO, Eduardo Gomes Dutra do, MOREIRA, Maria de Lourdes |
| 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 do IEN, instname:Instituto de Engenharia Nuclear, instacron:IEN |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
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