Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala.

• Ano de defesa: 2014
• Autor(a) principal: Duarte, Juliana Pacheco
• 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: Análise de subcanal; COBRA; Critical heat flux; Fluxo de calor crítico; Pressurized water reactors; Reatores a água pressurizada; Subchannel analysis
• Link de acesso: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-29042015-170748/

Um dos parâmetros termo-hidráulicos de segurança mais importantes no projeto e operação de reatores a água pressurizada é o fluxo de calor crítico (FCC). O FCC ocorre quando se atinge uma região de instabilidade na mudança de mecanismo de transferência de calor de uma parede aquecida para um fluido, aumentado drasticamente a temperatura da parede. Transientes em um reator nuclear podem afetar a taxa de geração de calor ou a fluxo de refrigerante no núcleo, prejudicando a retirada de calor das varetas combustíveis. Conhecer o FCC nestas condições é essencial para evitar danos às varetas e, consequentemente, a liberação de material radioativo. O objetivo deste trabalho é analisar o FCC para o LABGENE (Laboratório de Geração Nucleoelétrica) por meio do planejamento experimental e da simulação de seções de teste em condições de operação utilizando o código COBRAIIIc/MIT-1 e a correlação EPRI para o FCC. Considerou-se primeiramente seções de teste 3×3 de dois tamanhos distintos e os resultados para 100 pontos experimentais foram mostrados por meio de superfícies de resposta, a fim de melhor visualizar e analisar o comportamento de FCC para cada condição. Dois pontos importantes são os valores máximo e mínimo do FCC encontrados. O valor máximo (1,038 MBtu/hr.ft2 ou 3,27 MW/m2) indica o fluxo de calor necessário para a realização dos experimentos e o mínimo (0,162 MBtu/hr.ft2 ou 0,51 MW/m2) indica a pior condição de operação, a qual estaria mais próxima do ponto de ebulição. As simulações e modificações no código foram verificadas utilizando o banco de dados da Universidade de Columbia. Foram selecionados 2718 pontos experimentais referentes a seções de teste 5×5 com perfil de potência uniforme. Os resultados foram apresentados pela razão entre o valor predito e o valor experimental (DNBR) e os limites de tolerância unilateral 95/95 foram calculados, estando dentro dos valores esperados.