NIKOLAS LYMBERIS SCURO
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Artigo IPEN-doc 27846 A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors2021 - NEGRO, M.L.N.; DURAZZO, M.; MESQUITA, M.A.; SCURO, N.L.; CARVALHO, E.F.U.; ANDRADE, D.A.The demand for nuclear fuel for research reactors is increasing worldwide. However, some nuclear fuel factories have low production volumes. Literature regarding how to expand the capacity of those facilities in a safe and reliable way is scarce. Thus, the purpose of this work is to propose and validate a conceptual model for increasing the production capacity of such factories. The facilities addressed here are those that produce plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al, which are typically used in nuclear research reactors. Data from a real nuclear fuel plant was collected and applied to the model, thus setting up a case study. Two different strategies, as well as several production scenarios, were conceived for the use of the model. Each scenario experiments with the different possibilities of enlarging capacity. Discrete events simulation was used in order to cover all production scenarios. The tests indicated significant increases in productive capacity, thus showing that the model fully achieved its proposed objective. One of the main conclusions to be highlighted is the model’s effectiveness, which was demonstrated by using the model in two different strategies and obtaining increases in capacity with both of them.Artigo IPEN-doc 26394 A CFD analysis of blockage length on a partially blocked fuel rod2019 - SCURO, N.L.; UMBEHAUN, P.E.; ANGELO, E.; ANGELO, G.; ANDRADE, D.A.After a loss of coolant accident (LOCA), fuel rods may balloon. The swelling can partially block the flow channel, affecting the coolability during reflood phase. In order to analyze the influence of blockage length, using a radial block-age of 90%, varying just the blockage length, many steady state numerical simulations has been done using Ansys-CFX code to verify thermal-hydraulic properties according to different forced cooled conditions. Temperature peaks are observed on cladding, followed by a temperature drop. A 5x5 fuel assembly, with 9 centered ballooned fuel rod, flow redistribution inside channels can also be captured, indicating an overheating zone. Therefore, this study conclude, for the same boundary conditions, the longer the blockage length originated after LOCA events, the higher are the clad temperatures, indicating the possibility of overheat during transient conditions on reflood.Dissertação IPEN-doc 26107 Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa2019 - SCURO, NIKOLAS L.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.