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Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala (2014)

  • Authors:
  • USP affiliated authors: DUARTE, JULIANA PACHECO - EP
  • USP Schools: EP
  • Subjects: REATORES NUCLEARES; PLANEJAMENTO E ANÁLISE DE EXPERIMENTOS
  • Language: Português
  • Abstract: 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 vazão 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 a potência necessária 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 validadas 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.
  • Imprenta:
  • Data da defesa: 08.08.2014
  • Acesso online ao documento

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    EPBC31200037872FD-6403
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    • ABNT

      DUARTE, Juliana Pacheco; PIQUEIRA, José Roberto Castilho. Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala. 2014.Universidade de São Paulo, São Paulo, 2014. Disponível em: < http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-29042015-170748/pt-br.php >.
    • APA

      Duarte, J. P., & Piqueira, J. R. C. (2014). Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala. Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-29042015-170748/pt-br.php
    • NLM

      Duarte JP, Piqueira JRC. Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala [Internet]. 2014 ;Available from: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-29042015-170748/pt-br.php
    • Vancouver

      Duarte JP, Piqueira JRC. Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala [Internet]. 2014 ;Available from: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3139/tde-29042015-170748/pt-br.php

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