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dissertação mestrado ien 2016 Rodolfo Ienny Martins.pdf: 6624810 bytes, checksum: 10e18e7630a21006ba838000c40132e4 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-13T14:34:07Z (GMT). No. of bitstreams: 1
dissertação mestrado ien 2016 Rodolfo Ienny Martins.pdf: 6624810 bytes, checksum: 10e18e7630a21006ba838000c40132e4 (MD5)
Previous issue date: 2016 / O presente trabalho integra um projeto em execução no Instituto de Engenharia
Nuclear para cálculos termo-hidráulicos em varetas combustíveis de reatores nucleares.
Ancorado nos estudos que o antecedem, ele aprimorou a metodologia anteriormente
empregada, tornando possível, mediante uma simples modelagem de mistura homogênea, a
análise de escoamentos bifásicos (líquido-vapor) de componente único (água leve) e, deste
modo, transpor o limite imposto pela temperatura de saturação do líquido refrigerante. Em
seu âmago encontra-se o método dos elementos finitos com o qual foram discretizadas uma
vareta combustível típica de reatores de água leve e o canal refrigerante que lhe é peculiar.
Tal vareta contou com uma discretização tridimensional na qual foi aplicado o método de
Galerkin, enquanto a que concerne ao canal foi unidimensional, obtida através do método
dos mínimos quadrados. O acoplamento dessas discretizações foi realizado equilibrando
o fluxo de calor entre os referidos componentes do reator através da implementação de
um processo de “iterações internas”. Seis foram as verificações empreendidas no programa
desenvolvido: convergência ao estacionário de simulações com distintas condições iniciais
de temperatura, similitude dos dados por ele alcançados com o produto gerado pela
solução analítica da equação de transporte de entalpia no canal refrigerante, adequação
das “iterações internas” em vista da metodologia do programa desenvolvido em Affonso
(2013), comparação de seus resultados com os proporcionados pelo trabalho de Krepper
et al. (2007), e averiguações entre o emprego das duas correlações implementadas para
a transferência de calor no regime de ebulição em escoamento: a de Chen e a de Steiner
e Taborek, e das duas fontes fornecidas para as propriedades físicas do refrigerante: as
rotinas do código NBSNRCE e as correlações da IAPWS. Finalmente, são apresentados
estudos de caso para a vareta mais quente de um PWR. Estes estudos compreendem
tanto o estado estacionário quanto simulações do transiente de desligamento com perda
do sistema de remoção de calor residual (parada de bomba). São considerados casos em
que a vareta mais quente pode se encontrar em um de três estados: perfeita, curvada
ou apresentando ballooning. Também são realizadas análises quanto a duas condições de
posicionamento do combustível no interior da vareta: concêntrico ou excêntrico. / The present work is part of an ongoing project in the Instituto de Engenharia
Nuclear for thermo-hydraulic calculations in fuel rods of nuclear reactors. Based upon
preceding studies, it improved the previous methodology, making it possible, by the simple
modeling of a homogeneous mixture, to analyze two-phase flows (liquid-vapor) of one
component (light water) and thus overcome the threshold imposed by the saturation
temperature of the coolant. At its heart is the finite element method with which a typical
fuel rod of a light-water reactor and its peculiar coolant channel were discretized. This
rod had a three-dimensional discretization in which the Galerkin method was applied,
whereas the channel’s one-dimensional discretization was obtained by the least-squares
method. The coupling of these discretizations was carried out by balancing the heat flux
between said reactor’s components through the implementation of a process of “internal
iterations”. Six were the verifications undertaken in the developed program: convergence
toward the steady state of simulations with different initial conditions of temperature,
similarity of the data obtained by it with the product of the analytical solution of the
enthalpy transport equation in the coolant channel, adequacy of the “internal iterations”
in regard to the methodology of the program developed in Affonso (2013), comparison of
its results with those provided by the work of Krepper et al. (2007), and examinations
concerning the use of the two implemented correlations for heat transfer in the flow boiling
regime: the Chen’s and the Steiner and Taborek’s, and the two sources provided for the
physical properties of the coolant: the routines of NBSNRCE code and the correlations
of IAPWS. Finally, case studies are presented for the hottest fuel rod of a PWR. These
studies include the steady state and simulations of the shutdown transient in which there
is loss of the residual heat removal system (pump trip). Cases are considered in which the
hottest rod can be in one of three states: perfect, curved or presenting ballooning. Analysis
are also carried out considering two fuel positioning conditions within the rod: concentric
or eccentric.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/1821 |
| Date | January 2016 |
| Creators | MARTINS, Rodolfo Ienny, Instituto de Engenharia Nuclear |
| Contributors | SANTOS, Rubens Souza dos, COTTA, Renato Machado, SAMPAIO, Paulo Augusto Berquó de, MOREIRA, Maria de Lourdes |
| Publisher | Instituto de Engenharia Nuclear, Programa de Pós-Graduação em Ciência e Tecnologia Nucleares, IEN, Brasil, Comissão Nacional de Energia Nuclear |
| 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 do IEN, instname:Instituto de Engenharia Nuclear, instacron:IEN |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
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