GIOVANNI LARANJO DE STEFANI

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Tipo de publicação: Artigo de periódico × Assunto: calculation methods ×

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    Artigo IPEN-doc 27767
    STC-MOX-Th
    2020 - SANTOS, THIAGO A. dos; STEFANI, GIOVANNI L. de
    O trabalho trata da criação de um programa elaborado em ambiente MATLAB que calcula os limites térmicos de projeto de um típico reator a água pressurizada (PWR), que é a temperatura central da pastilha combustível e a taxa de ebulição nucleada (DNBR). Outras distribuições de temperatura e grandezas hidrodinâmicas do líquido refrigerante, como a entalpia e a queda de pressão também são calculadas. O código possui peculiaridades, como o fato de permitir cálculos com combustíveis de UO2 puro e proporções do óxido misto de Urânio/Tório - MOX (U,Th). Estas, além da sua interface amigável com o usuário provam que o código pode ser utilizado em trabalhos de pesquisa , bem como em disciplinas de graduação e pós graduação voltadas ao estudo de termo-hidráulica de reatores nucleares em cursos de graduação e pós graduação de engenharia (nuclear e/ou da energia) espalhados pelos país, como no caso do curso de graduação de Engenharia de Energia da Universidade Federal do ABC, onde é uma disciplina optativa. Para a validação do código foram utilizados dados do reator AP-1000 da Westinghouse. O programa se apresentou com comportamento físico dentro do esperado para o modelo, gerando resultados confiáveis para eventuais projetos de reatores (validado com dados experimentais e outros programas), bem como propicia a alunos uma experiência diferenciada dentro da aprendizagem dos conceitos empregados na área, uma vez que o programa permite uma análise mais profunda de determinados conceitos na área de termo-hidráulica que dentro da aula expositiva e com exercícios convencionais não poderiam ser explorados.
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    Artigo IPEN-doc 25755
    Detailed neutronic calculations of the AP1000 reactor core with the Serpent code
    2019 - STEFANI, GIOVANNI L. de; MOREIRA, JOAO M.L.; MAIORINO, JOSE R.; ROSSI, PEDRO C.R.
    In this work we present some validation results for reactor core modeling with the Serpent code performed for the first cycle of the AP1000 reactor. The comparison with reported values of the assembly k∞ for cold zero-power condition showed a discrepancy of 0.29%. The kef for full-core static and burnup calculations of the very heterogeneous AP1000 reactor core also presented good agreement with reported values. The kef for states with uniform fuel and moderator temperature distributions showed discrepancies below 0.91%. The boron worth curve obtained from burnup calculations with the Serpent code model results reproduced very well literature results despite using uniform temperature distributions in the modeling. In addition we discuss shadowing effects among burnable absorber rods (IFBA and Pyrex) and control rods which are, together with soluble boron, the control means throughout the first cycle. For instance, the presence of 9 Pyrex rods in an assembly decreased the average reactivity worth of one IFBA rod from 147 pcm to 33 pcm; and the presence of 28 IFBA rods in an assembly decreased the average reactivity worth of one Pyrex rod from 631 pcm to 277 pcm. The reactivity worth of a black control rod reduces about 20% when 28 IFBA rods are inserted in the fuel assembly.