Modelagem e análise termo-hidráulica do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o código RELAP

• Ano de defesa: 2023
• Autor(a) principal: Campos, Rogério Carvalho de
• Tipo de documento: Dissertação
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USP
• Palavras-chave em Português: IEA-R1 nuclear research reactor; operational transients; reator nuclear de pesquisa IEA-R1; RELAP; transientes operacionais
• Link de acesso: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-152333/

Este trabalho apresenta a elaboração de um modelo termo-hidráulico com o código RELAP para o reator IEA-R1, contemplando a piscina, o núcleo do reator, toda tubulação e válvulas do circuito primário, o tanque de decaimento, as duas bombas de circulação principal, os dois trocadores de calor e o Sistema de Refrigeração de Emergência. Todas as partes mais importantes dos circuitos elaborados são descritos detalhadamente e são apresentadas diversas simulações demonstrando o funcionamento satisfatório do modelo produzido. A vazão em regime permanente resultantes nos canais de refrigeração dos elementos combustíveis apresentou uma diferença de aproximadamente 6,4% em relação aos dados experimentais de vazão, assim como os canais abertos entre elementos adjacentes apresentam a entrada lateral de fluxo da piscina para o núcleo com maior intensidade na região inferior. Também foi realizada uma série de simulações que apresenta a distribuição de temperatura ao longo dos componentes do núcleo, onde a comparação entre um canal médio e um canal conservativo demonstrou incrementos de temperatura resultantes entre 85,6 e 88,4%, próximos ao valor teórico esperado de 84,4%. Os modelos dos trocadores de calor reproduziram de forma precisa o comportamento das temperaturas, tanto para contracorrente quanto para correntes paralelas. Finalmente, foi realizada uma simulação de um acidente de perda de vazão lenta no núcleo que apresentou fidedignamente a fenomenologia do evento: a queda de temperatura após a perda de vazão e desligamento do reator, seguida da abertura da válvula de circulação natural e a inversão da direção do escoamento no núcleo do reator. A comparação com resultados experimentais mostrou diferenças de temperaturas de 2,3ºC para o fluido e de até 4ºC para o revestimento. Em suma, o modelo RELAP desenvolvido para o IEA-R1 foi capaz de replicar os principais sistemas e equipamentos do reator, permitindo simulações para avaliações sistêmicas.