PPGENE PÓS-GRADUAÇÃO EM ENERGIA FUNDAÇÃO UNIVERSIDADE FEDERAL DO ABC Teléfono/Ramal: No informado http://propg.ufabc.edu.br/ppgene

Banca de DEFESA: DUVAN ALEJANDRO CASTELLANOS GONZALEZ

Uma banca de DEFESA de DOUTORADO foi cadastrada pelo programa.
DISCENTE : DUVAN ALEJANDRO CASTELLANOS GONZALEZ
DATA : 30/04/2021
HORA: 14:00
LOCAL: on line
TÍTULO:

DESENVOLVIMENTO DE UM CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO PARA ANÁLISE DE NUCLEO DE REATORES TIPO PWR OPERANDO EM CONDIÇÕES DE REGIMES PERMANENTE E TRANSIENTE


PÁGINAS: 171
RESUMO:

O presente trabalho tem como objetivo o desenvolvimento de um novo código computacional para realizar uma análise termohidráulica de reatores PWR com elementos combustíveis de varetas denominado THUNDER (Thermal-Hydraulic Unit of Numerical Development for Elements with Rod-bundles). Neste trabalho são apresentados os modelos físicos e matemáticos usados no código para desenvolver uma análise em regime permanente e transiente  do núcleo de um reator nuclear PWR. As equações de conservação de massa, quantidade de movimento e energia foram estabelecidas com base nas condições operacionais e geométricas do núcleo para fluxo monofásico e bifásico usando os modelos de subcanal e volume de controle, considerando arranjo quadrado para quatro tipos de subcanais (central, central com barra combustível, lateral, e do canto). THUNDER tem a capacidade de realizar uma análise tridimensional do núcleo inteiro, resolvendo simultaneamente as equações de conservação para cada volume de controle. Para o tratamento do fluxo bifásico, o código usa o modelo “drift flux model”. O código fornece informação detalhada das condições operacionais do núcleo e.g. temperaturas do refrigerante, revestimento e combustível, queda de pressão do núcleo, velocidade do refrigerante, fração de vazios, qualidade termodinâmica, fluxo crítico de calor, e começo da ebulição pelicular (DNBR). O código foi validado considerando dados experimentais do benchmarkPWR subchannel and bundle tests based on the OECD/NRC (PSBT)”, e cálculos realizados por outros códigos computacionais. A validação foi realizada para um elemento combustível de feixe de barras 5x5, baseada principalmente no cálculo da fração de vazios obtendo uma discrepância absoluta com os dados experimentais de 0.04 para regime permanente e 0.05 para regime transitório. Finalmente o THUNDER foi usado para avaliar os principais parâmetros termohidráulicos nos reatores nucleares Angra 2 (3.771 MWth). THUNDER reproduziu os resultados razoavelmente bem em relação ao benchmark assim como para resultados reportados para o reator de Angra II, indicando que o código executa uma análise termohidráulica para reatores com elementos combustível tipo vareta com um bom critério de aceitação.


MEMBROS DA BANCA:
Presidente - Interno ao Programa - 670232 - JOSE RUBENS MAIORINO
Membro Titular - Examinador(a) Interno ao Programa - 1977178 - REYNALDO PALACIOS BERECHE
Membro Titular - Examinador(a) Interno ao Programa - 1985515 - ANTONIO GARRIDO GALLEGO
Membro Titular - Examinador(a) Externo à Instituição - PEDRO CARAJILESCOV
Membro Titular - Examinador(a) Externo à Instituição - DELVONEI ALVES DE ANDRADE - IPEN
Membro Suplente - Examinador(a) Externo à Instituição - SILVIA AZUCENA NEBRA DE PEREZ
Membro Suplente - Examinador(a) Externo à Instituição - DEIGLYS BORGES MONTEIRO - UNINOVE
Notícia cadastrada em: 08/04/2021 10:18
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