PATRICIA ANDREA PALADINO BIATY
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Artigo IPEN-doc 13460 Analise teórico e experimental do fenômeno de circulação natural2008 - SABUNDJIAN, GAIANE; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; CASTRO, ALFREDO J.A. de; CONTI, THADEU das N.; MASOTTI, PAULO H.F.; MESQUITA, ROBERTO N. de; PALADINO, PATRICIA A.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.O objetivo deste trabalho consiste em estudar o fenômeno da circulação natural em circuitos experimentais para aplicação em instalações nucleares. Dada a nova geração de reatores nucleares compactos, que utiliza a circulação natural do fluido refrigerante como sistema de refrigeração e de remoção de calor residual, em caso de acidente ou desligamento de plantas nucleares é que houve um crescente interesse na comunidade cientifica pelo estudo desse fenômeno. Um circuito experimental foi montado no Departamento de Engenharia Química da Escola Politécnica da USP, com o objetivo de estudar o fenômeno de circulação natural monofásica e bifásica. Foram realizados experimentos com diferentes níveis de potência no aquecedor e vazão de água de resfriamento no circuito secundário, que originou um banco de dados que foi utilizado para validar alguns programas computacionais de termo-hidráulica. Os resultados experimentais obtidos para os regimes monofásico e bifásico são apresentados neste trabalho como também os resultados teóricos obtidos com o código RELAP5/MOD3.2.2gama[1].Dissertação IPEN-doc 11331 Pré-processador matemático para o código RELAP5 utilizando o Microsoft Excel2006 - PALADINO, PATRICIA A.O estudo termo-hidráulico, utilizado para análise de acidentes e transientes em reatores nucleares, é feito com o uso de algumas ferramentas computacionais sofisticadas. Esses programas utilizam uma filosofia realista (best estimate) para análise de acidentes e transientes em reatores refrigerados à água leve do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) e sistemas associados. O código RELAP5, objeto de nosso estudo, tem sido usado como uma ferramenta para o licenciamento de instalações nucleares no nosso país. Uma das maiores dificuldades na simulação de acidentes e transientes em uma instalação nuclear com o código RELAP5 é a quantidade de informações necessárias, que na maioria dos casos é muito grande. Além disso, existe a necessidade de uma quantidade razoável de operações matemáticas para os cálculos da geometria dos componentes. Portanto, a fim de facilitar a manipulação destas informações, percebeu-se a necessidade do desenvolvimento de um pré-processador amigável com o usuário, para realização desses cálculos e para elaboração dos dados de entrada do RELAP5. A ferramenta escolhida foi o MS-EXCEL, que apresentou grande potencialidade no desenvolvimento do pré-processador desejado.