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Previous issue date: 2017-05-26 / O VHTR é um reator nuclear térmico, moderado a grafite e refrigerado por hélio. Para seu desenvolvimento, há a necessidade de utilização de ferramentas computacionais eficientes para a análise de aspectos de modelagem, operação e segurança. A proposta deste trabalho é estudar o comportamento do VHTR por meio de análise paramétrica, alterando-se modelo de turbulência, perfil de geração de energia nos blocos combustíveis e a influência de modificações na própria geometria. Busca-se também avaliar a implementação de uma metodologia simplificada que reduza o esforço computacional e a duração de uma simulação. Procedeu-se à análise do escoamento do fluido refrigerante através dos canais refrigerantes e canais by-pass em uma seção de 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis, utilizando-se diferentes modelos de turbulência. Os resultados obtidos com essas simulações foram comparados àqueles obtidos por meio de correlações do número de Nusselt descritos na literatura. Observou-se que a simulação na qual se utiliza o modelo -ε possibilita a obtenção de resultados que convergem bem com aqueles fornecidos pelas correlações, para ambos os tipos de canais. O modelo -ω proporciona bons resultados para os canais refrigerantes e, o SSG, para o canal by-pass. Utilizou-se geometria contendo canais by-pass de diferentes dimensões, além de uma que possuía apenas os canais refrigerantes, sem canal by-pass. Verificou-se que a existência de um escoamento by-pass induz a um aumento no gradiente de temperatura no bloco combustível. Realizaram-se estudos comparativos entre os resultados obtidos em simulações realizadas com diferentes perfis de geração de energia térmica (uniforme e senoidal) nos canais combustíveis. Verificou-se que, quando há a mesma geração de energia térmica total no bloco combustível, a máxima temperatura constatada em cada um dos materiais é menor para o caso da geração de energia com perfil senoidal. Quando utilizado, no perfil senoidal, um fator radial de pico (1,25), há um aumento considerável na temperatura de todos os materiais, possibilitando a ocorrência de regiões em que a temperatura pode ultrapassar o limite usualmente aceito para o combustível do reator (1250°C) em operação normal. O canal refrigerante localizado no centro do bloco combustível tem diâmetro inferior aos demais canais existentes nesse bloco. Para verificar a hipótese de que a existência de um gradiente de temperatura no bloco combustível, com a temperatura mais elevada ao centro e a temperatura mais baixa estando na periferia desse bloco, deve-se fortemente à menor dimensão desse canal central, realizaram-se simulações computacionais utilizando-se uma geometria com canal central de diâmetro igual ao dos demais. A condição de entrada escolhida para essa nova estrutura foi, primeiramente, o mesmo fluxo mássico total e, depois, a mesma diferença de pressão entre entrada e saída verificados na simulação da geometria padrão. Os resultados obtidos confirmam a hipótese aventada. Realizou-se simulação utilizando uma metodologia simplificada, que consiste em uma análise unidimensional do fluido em um canal refrigerante acoplada à análise tridimensional da condução do calor no grafite e nos canais combustíveis. Os resultados obtidos com a metodologia simplificada apresentaram excelente convergência com aqueles obtidos com a simulação completamente tridimensional, e em um tempo de simulação cerca de 45 vezes menor. / The VHTR is a thermal, graphite moderated and helium cooled reactor. For its development, there is a need to use efficient computational tools to analyze aspects of modeling, operation and safety. The purpose of this work is to study the behavior of the VHTR by means of parametric analysis, altering the turbulence model, the energy generation profile in the fuel blocks and the influence of modifications in the geometry itself. It also seeks to evaluate the implementation of a simplified methodology that reduces the computational effort and duration of a simulation. The coolant flow through the coolant channels and by-pass channels were analyzed in a 1/12 section of a fuel block column using different turbulence models. The results obtained with these simulations were compared to those obtained by means of Nusselt number correlations described in the literature. It was observed that the simulation using the -ε model makes it possible to obtain results that converge well with those provided by the correlations, for both types of channels. The -ω model provides good results for the coolant channels and the SSG for the by-pass channel. Geometry was used with by-pass channels of different dimensions, besides one that had only the cooling channels, without by-pass channel. It has been found that the existence of a by-pass flow induces an increase in the temperature gradient in the fuel block. Comparative studies were performed between the results obtained in simulations carried out with different profiles of thermal energy generation (uniform and sinusoidal) in the fuel channels. It was verified that when there is the same total thermal energy generation in the fuel block, the maximum temperature observed in each of the materials is smaller for the generation of energy with sinusoidal profile. When a peak radial factor (1,25) is used in the sinusoidal profile, there is a considerable increase in the temperature of all materials, allowing the occurrence of regions where the temperature may exceed the limit usually accepted for reactor fuel (1250° C) in normal operation. The coolant channel located in the center of the fuel block has a smaller diameter than the other channels in this block. To verify the hypothesis that the existence of a temperature gradient in the fuel block, with the highest temperature at the center and the lowest temperature being at the periphery of this block, is due to the smaller dimension of this central channel, computer simulations were performed using a geometry with a central channel with the same diameter as the others. The input condition chosen for this new structure was, firstly, the same total mass flow and then the same pressure difference between input and output found in the simulation of the standard geometry. The results confirm the hypothesis. Simulation was performed using a simplified methodology, which consists of a one-dimensional analysis of the coolant flow in a coolant channel coupled to the three-dimensional analysis of heat conduction within the graphite and fuel channels. The results obtained with the simplified methodology were in excellent agreement with those obtained with the fully three-dimensional simulation and the time required to complete the simulation with the simplified methodology was about 45 times less than the time that the fully three-dimensional simulation lasted.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:repositorio.ufpe.br:123456789/25465 |
| Date | 26 May 2017 |
| Creators | PAIVA, Pedro Paulo Dantas de Souza |
| Contributors | http://lattes.cnpq.br/3035514390746549, LIRA, Carlos Alberto Brayner de Oliveira |
| 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 | Portuguese |
| 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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