Abstract: Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo).

Palavras-Chave: brazilian cnen; natural convection; fluid flow; turbulent flow; heat transfer; hydrodynamics; mathematical models; reactor safety; pwr type reactors

ANGELO, GABRIEL. Análise numérica da dinâmica do escoamento em circuitos de circulação natural. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2013. 182 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-20092013-092635. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10524. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: A Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA - "International Atomic Energy Agency") vem incentivando o desenvolvimento de sistemas passivos de refrigeração em plantas nucleares visando a simplificação e o incremento da confiabilidade em funções essenciais de segurança nos projetos de uma próxima geração de reatores nucleares refrigerados a água. O principal fundamento desses sistemas é o emprego da circulação natural como sistema de segurança aplicável em operações de desligamento do reator para manutenção ou na ocorrência de acidentes. A circulação natural é um fenômeno que surge em virtude do gradiente de temperatura em pontos diferentes do circuito de refrigeração. Em condições extremas de estabilidade têm-se o estabelecimento do escoamento bifásico gás/líquido podendo configurar-se segundo diferentes regimes. A fração de vazio é reconhecida como um dos parâmetros chave na predição da ocorrência de instabilidades do escoamento bifásico. Apresenta-se neste trabalho uma inovadora metodologia para estimativa da fração de vazio a partir de imagens digitais capturadas diretamente de circuitos experimentais que geram o escoamento bifásico. O método é baseado na aquisição de imagens, com controle da profundidade de campo, de uma seção do Circuito de Circulação Natural (CCN) presente no IPEN/CNEN-SP. A imagem é segmentada com base na inferência fuzzy de diferentes parâmetros de segmentação e ajustada ao foco utilizado na sua aquisição. Ela é varrida de um modo inédito e iterativo, utilizando máscaras de diferentes tamanhos integrando um conjunto de redes neurais com a Transformada Randomizada de Hough. Cada diferente tamanho de máscara é escolhido de acordo com os tamanhos das bolhas que são os objetos de interesse. O volume da bolha é estimado baseado em sua projeção plana capturada nas imagens digitais. O cálculo da fração de vazio considera o volume da seção geométrica do escoamento no tubo de vidro cilíndrico e a profundidade de campo utilizada e nos parâmetros geométricos inferidos para cada bolha detectada. Os resultados mostraram que a integração entre o conjunto de redes neurais e a Transformada Randomizada de Hough aumentaram a robustez das estimativas do sistema.

Palavras-Chave: flying spot digitizers; cathode ray tube digitizers; data visualization; image processing; image scanners; digital systems; two-phase flow; fluid flow; steam; gasers; natural convection; void fraction; gravimetry; power reactors; nuclear power plants

SERRA, PEDRO L.S. Cálculo da fração de vazio em escoamentos bifásicos (gás/líquido) a partir da identificação de bolhas em imagens digitais. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. 2017. 194 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-16082017-093919. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29885. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: Neste trabalho são apresentados resultados experimentais, de um circuito operando em circulação natural, que permitem analisar o comportamento de um sistema de resfriamento de emergência quando é aberta uma linha de desvio entre a fonte quente e a fonte fria. O trabalho tem ainda a importância de documentar os testes de caracterização hidráulica do circuito experimental, fornecendo inclusive os fatores de perda de pressão específicos para o circuito. Observou-se que, para uma mesma potência, quando é aberta a linha de desvio, a temperatura na saída da fonte quente aumenta substancialmente. Esse aumento ocorre porque a vazão através do aquecedor diminui. A vazão através do trocador de calor (fonte fria) aumenta ligeiramente, sendo sempre a soma das vazões na linha de desvio e no aquecedor. O trabalho mostra ainda que a posição de conexão da linha de desvio com a perna quente determina o sentido de escoamento, podendo ocorrer a inversão a partir de uma determinada cota. Para comprovar a possibilidade de simulação precisa dos experimentos foi ainda desenvolvido um modelo numérico das equações de conservação, utilizando o programa “Engineering Equation Solver” (EES). Esse modelo foi utilizado para reproduzir os experimentos de circulação natural pelo circuito externo.

Palavras-Chave: eccs; pwr type reactors; natural convection; bypasses; fluid flow; heat transfer; temperature control

MACEDO, LUIZ A. Controle de sistemas passivos de resfriamento de emergencia de reatores nucleares por meio de linhas de desvio. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. 2001. 121 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2001.tde-29052003-092313. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10896. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: Uma das necessidades comuns em parcela significativa das aplicações cientificas que utilizam imagens, é a avaliação objetiva da qualidade com base no nível de nitidez. Utilizando imagens capturadas experimentalmente sob condições de aquisição semelhantes a experimentos de escoamento bifásico em um Circuito de Circulação Natural (CCN) do Centro de Engenharia Nuclear (CEN) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN / SP), foi desenvolvida uma metodologia para avaliação de nitidez de região de interesse (ROI) baseada em inferência fuzzy entre diferentes métricas de foco de baixa complexidade computacional, utilizando uma ferramenta de aquisição e processamento de imagens denominada FFE. Experimentos que utilizaram um padrão de foco na aquisição, demonstraram a utilidade do FFE para avaliar calibrações e ajustes de profundidade de campo estimadas entre 4 a 10 mm, permitindo um melhor ajuste do ponto máximo de foco em regiões de interesse (ROI) nos circuitos experimentais de escoamento, levando em consideração variações de distância de aquisição e condições de refração. Com a aplicação da metodologia é possível parametrizar, numericamente, a profundidade de campo (DOF) em experimentos que utilizam o foco de objetos de interesse como parâmetro para segmentação de imagens. A metodologia mostrou-se eficiente na calibração dos parâmetros de aquisição de imagens em condições variáveis de escoamento bifásico. Este trabalho demonstrou a eficácia de uma nova metodologia de estudo de métricas de foco que possibilitará desenvolvimento de novas técnicas e métricas de avaliação da qualidade de imagens que possam ser aplicadas em experimentos científicos.

Palavras-Chave: natural convection; fuzzy logic; optical depth curve; counting techniques; metrics; calibration; image processing; optical properties; brightness; compressible flow; flow visualization; scientific personnel; quality control; computer codes; programming; computerized simulation

SILVA, MARCONES C.B. da. Metodologia para medida de foco de imageamento de escoamento bifásico utilizando técnicas de processamento inteligente. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. 2020. 118 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-18092020-145342. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31509. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: As simulações numéricas de acidentes em reatores nucleares de pesquisa necessitam de constante aprimoramento, originando metodologias validadas, o que permite aproximar os cálculos numéricos a um comportamento físico. O trabalho proposto consiste em elaborar uma metodologia numérica tridimensional para análise de um acidente tipo perda lenta de vazão, comumente nomeado de SLOFA, do inglês, slow loss of flow accident, para o reator nuclear IEA-R1. Utilizando códigos numéricos para escoamentos tridimensionais (ANSYS CFX®) foi possível observar a dinâmica do escoamento, prever a localização da temperatura máxima do revestimento e o instante da inversão do sentido de escoamento. Sete modelos de turbulência foram analisados individualmente para elaboração da metodologia, porém, inúmeras dificuldades foram observadas no processo de solução para os modelos ZE, EVTE, SSG, k - ε, k - ω, SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solução numérica compatível com solução física, foi o modelo de turbulência k - ω. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a ausência da lei logarítmica de parede e simplicidade na solução das equações de transporte para condição analisada. Os resultados apresentaram alinhamento quantitativo e qualitativo com as curvas de temperatura experimentais. Nas condições de regime permanente quanto para o regime transiente, o desvio máximo observado foi de 3,4°C para temperatura. As curvas de temperatura numérica capturam o mesmo comportamento físico observado nos testes experimentais, tanto no instante da inversão do escoamento, quanto no início da perda dos efeitos do empuxo. Portanto, esta metodologia tridimensional representa um avanço frente aos resultados apresentados pelos códigos unidimensionais reportados na literatura (RELAP, MERSAT, CATHARE) para a mesma base de dados experimental, visto que o desvio médio observado nestes códigos é de 7,2°C.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; reactor accidents; loss of flow; loss of coolant; slowing-down; fission neutrons; lbloca; reactor cooling systems; natural convection; computer codes; computerized simulation; experiment results

SCURO, NIKOLAS L. Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2019. 123 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-25102019-154117. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30317. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item