Abstract: O fenômeno de injeção de vapor em tanques de alívio é de relevância no projeto de reatores de água leve, sejam eles do tipo reator de água pressurizada (PWR) ou reator de água fervente (BWR). Este fenômeno permite a rápida absorção do vapor injetado em massa de água, por meio de sua condensação, uma vez que este vapor pode conter contaminantes químicos ou radiológicos que não permitem o seu descarte diretamente no ambiente. Desta forma, facilita-se a coleta do vapor produzido por descarga de vapor da água do resfriamento do reator, radiologicamente contaminada, e evita-se o que projeto de dispositivos e equipamentos necessite considerar a elevada pressão do vapor. A rapidez com que se dá a condensação é fruto de processos físicos que ocorrem na interface de vapor e água e que ainda não possuem modelo analítico e numérico definido. Em 1972 um modelo semi-empírico foi proposto, o qual, desde então, vem evoluindo. Não obstante, até o presente momento, não há modelo definitivo que se proponha a abranger toda extensão das condições experimentais. Estes modelos são fortemente dependentes do fluxo de massa que atravessa a interface de vapor e água, entretanto, até a presente data, não há expressão que determine este fluxo de massa, de tal forma que o valor de 275 Kg/m2/s vem sendo assumido como "representativo da ordem de grandeza do fenômeno" até o presente momento. Neste trabalho, é proposto um método de cálculo analítico do fluxo de massa, considerando-se como premissa a isentropia da injeção, e o desenvolvimento da 1ª e 2ª leis da Termodinâmica. Ainda, o fenômeno é analisado experimentalmente, por meio da análise dos dados produzidos no experimento do Circuito Termo Hidráulico de 150 bar (Loop 150), realizado nas dependências do CENTRO TECNOLÓGICO DA MARINHA EM SÃO PAULO. Por fim, um modelo numérico em software comercial foi desenvolvido para complementar a análise. Os resultados obtidos comprovam que a formulação isentrópica do fluxo de massa corrige de maneira satisfatória o fluxo de massa constante utilizado até então nos modelos semi-empíricos. Tal comprovação se deu através de análise numérica e da confrontação com dados experimentais obtidos na literatura.

Palavras-Chave: bwr type reactors; pwr type reactors; analytical solution; numerical solution; finite element method; mathematical models; turbulence; heat transfer; isentropic processes; vapor condensation; relief valves; reactor protection systems; reactor safety; safety engineering; systems analysis

PACHECO, RAFAEL R. Desenvolvimento de modelos analítico e numérico associados ao fenômeno de condensação por contato direto em tanque de alívio de reator PWR. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2018. 97 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-23102018-160457. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29629. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Several nuclear research reactors use or are planned with cores containing flat-plate- type fuel elements. The nuclear fuel is contained in parallel plates that are separated by narrow channels through which the fluid flows to remove the heat generated by fission reactions. One of the problems of this fuel element design is the mechanical stability of the fuel plates. High-velocity coolant flowing through the channels can cause large deflections of these plates leading to local overheating, structural failure or plate collapse. As a consequence, the safe operation of the reactor may be affected. In this work, a numerical fluid-structure interaction study was conducted for evaluating the mechanical stability of nuclear fuel plates under axial flow conditions. Five different cases were analyzed. In all cases, the system consisted of two fuel plates bounded by fluid channels but, in case 5, a support comb at the leading edge of the plates was inserted. The pressure loadings caused by the fluid flow were calculated using a Computational Fluid Dynamics model created with ANSYS CFX. The structural response was determined by means of a Finite Element Analysis model generated with ANSYS Mechanical. Both models were coupled using the two-way fluid-structure interaction approach. The results from Case 1 allowed proposing a methodology to predict the critical velocity of the assembly without an inlet support comb. The maximum deflection of the plates was detected at their leading edges. It was detected that, for flow rates in the channels less than a certain value, the maximum deflection increased linearly with the square of the coolant velocity. In contrast, for greater flow rates, a nonlinear behavior was observed. Therefore, that fluid velocity was identified as the critical velocity of the system. Besides, above the critical velocity, an extra deflection peak was observed near the trailing edge of the plates. In cases 2, 3 and 4, the influence of manufacturing deviations and the change of materials properties due to the increment of temperature on the critical velocity was investigated. With these conditions, the critical velocity of the system was found at lower values. Lastly, in Case 5, the effectiveness of using a support comb at the leading edge of the plates was investigated. The results showed that the static divergence at the inlet end is effectively eliminated with the installation of the comb. In addition, the flow-induced deflections along the length of the plates were significantly diminished with the comb.

Palavras-Chave: nuclear fuels; plates; fluid flow; transition heat; temperature distribution; axial-vector currents; mechanical structures; fuel-coolant interactions; thermal degradation; finite element method; numerical solution; computer calculations; computerized simulation; reactor operation; fuel element failure; research reactors

MANTECON, JAVIER G. Evaluation of mechanical stability of nuclear fuel plates under axial flow conditions. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2019. 102 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-18032019-164244. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29866. Acesso em: $DATA.

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Abstract: É visível, no mundo atual, a elevada dependência da utilização de energia elétrica. Na tentativa de suprir as necessidades de consumo e impedir o déficit energético, a sociedade faz uso dos mais diversos artifícios para a obtenção desta. Nesta perspectiva, a utilização da energia nuclear vem sempre sendo recolocada nos fóruns mundiais de geração elétrica revelando-se uma alternativa eficiente, limpa e de baixo custo. Devido à complexidade enfrentada durante a instalação de empreendimentos nucleares diversos protocolos, equipamentos e ações de segurança são empregados para garantir a operação segura da planta nuclear ao longo de sua vida útil. Reatores de pesquisas prestam suporte no desenvolvimento de novas tecnologias e práticas de segurança, desde que estes tenham seus fenômenos e comportamentos bem compreendidos como base de partida. O presente trabalho destina-se a criar suporte para a atualização da análise de segurança do reator de pesquisa IEA-R1. Testes numéricos foram conduzidos para validar a viabilidade de construção de um modelo computacional capaz de apresentar resultados similares aos dados experimentais já existentes. O trabalho mostra que a distribuição de vazão no elemento combustível ocorre de forma não uniforme com os canais laterais recebendo vazões menores do que os centrais. Os canais periféricos recebem uma vazão média de 95% da vazão principal enquanto os canais centrais recebem até 105% da vazão principal. Os resultados são ligeiramente diferentes dos resultados experimentais apresentados anteriormente, entretanto apresentam uma boa correlação com outros estudos numéricos em elementos combustíveis similares.

Palavras-Chave: nuclear fuels; hydrodynamics; fluid flow; fluid poison control; fuel elements; reactor protection systems; calculation methods; numerical solution; computer calculations; comparative evaluations; volumetric analysis; kinetic equations; iear-1 reactor; research reactors; thermal reactors

SANTOS, PEDRO H. di G. Modelagem numérica de um elemento combustível para estudos hidrodinâmicos. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2018. 108 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03022020-150336. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31491. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foi desenvolvida uma planta experimental inspirada em um reator nuclear de potência do tipo PWR e posterior aplicação de Inteligência Artificial na Monitoração e Diagnóstico de Falhas, por meio dos métodos GMDH (Group Method of Data Handling) e RNA (Redes Neurais Artificiais). Com a planta experimental, tornou-se possível aplicar conceitos inovadores de modelagem de sistemas (Digital Twin) on line para a monitoração e diagnóstico de falhas individuais e/ou combinadas. Conclui-se que, embora ambos os sistemas de monitoração apresentaram resultados satisfatórios, o GMDH demonstrou um melhor desempenho em relação às Redes Neurais, pois além de apresentar valores de desvios médios menores do que o modelo utilizando Redes Neurais, foi possível realizar a monitoração de todas as variáveis, enquanto que utilizando Redes Neurais não foi possível monitorar as variáveis de potência do aquecedor, nível, e potência e vazões das bombas. A inserção de falhas em uma ou mais variáveis de temperatura, repercutiu na estimativa da rede para as demais variáveis, porém não impediu que o Sistema de Monitoração identificasse a falha. Para determinar o comportamento do Sistema de Monitoração com falhas múltiplas, foram aplicadas falhas simultâneas nos sensores de temperatura.

Palavras-Chave: variational methods; mathematical models; numerical solution; artificial intelligence; genetic algorithms; neural networks; computerized simulation; system failure analysis; sensors; temperature distribution; medicinal plants; diagnosis; diagnostic techniques; diagnostic uses

MORAES, DAVI A. Planta experimental para monitoração e diagnóstico de falhas utilizando inteligência artificial. Orientador: Iraci Martinez Pereira Gonçalves. 2019. 162 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-03022020-110813. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30806. Acesso em: $DATA.

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