Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP
Carregando...
Data
2023
Data de publicação:
Orientador
Título da Revista
ISSN da Revista
Título do Volume
É parte de
É parte de
É parte de
Peer Review
Exportar
Resumo
O código RELAP (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) é amplamente utilizado para realizar análises de acidentes em reatores nucleares de potência ou de pesquisa. O presente trabalho apresenta uma simulação do transiente de perda lenta de vazão no núcleo do reator a partir de um modelo com RELAP para o reator de pesquisas IEA-R1 contemplando a piscina, o núcleo do reator, toda tubulação e válvulas do circuito primário, o tanque de decaimento, bomba de circulação principal, trocador de calor e tubulação de retorno à piscina. A modelagem proposta conseguiu representar toda a fenomenologia do acidente, ou seja, o comportamento das temperaturas desde o início da perda de vazão, desligamento do reator, seguida da abertura da válvula de circulação natural até a reversão da direção do escoamento no núcleo do reator. A comparação com resultados experimentais mostrou diferenças de temperaturas de 2,3°C para o fluido e de até 4°C para o revestimento.
Como referenciar
CAMPOS, ROGERIO C. de; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; SOARES, HUMBERTO V.; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; ANDRADE, DELVONEI A. de. Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP. Peer Review, v. 5, n. 18, p. 245-271, 2023. DOI: 10.53660/866.prw2310. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34379. Acesso em: 16 Mar 2025.
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.