Modelagem computacional da convecção natural no reator IEA-R1

dc.contributor.advisorDelvonei Alves de Andrade
dc.contributor.authorCOSTA, FRANKLIN C.
dc.coverageNacional
dc.date.accessioned2026-03-25T13:11:51Z
dc.date.available2026-03-25T13:11:51Z
dc.date.issued2025
dc.description.abstractEste trabalho apresenta uma modelagem tridimensional da convecção natural no reator IEA-R1 utilizando-se o método de meios porosos com Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD). Dados experimentais de um transiente de parada de bomba foram utilizados para validação dos modelos. Este acidente foi escolhido devido à disponibilidade de dados experimentais de um teste realizado utilizando-se um Elemento Combustível Instrumentado. Duas técnicas de CFD foram utilizadas para modelar o acidente durante o procedimento de comparação com os resultados experimentais. Na primeira etapa, o transiente foi modelado por meio de um canal de combustível. Em seguida, um elemento combustível foi modelado utilizando a técnica de meios porosos com os dados obtidos na simulação de canal. Em ambos os casos, a queda de vazão no núcleo foi determinada com o código RELAP5. Na última etapa do trabalho, o modelo poroso do elemento combustível, CFD, foi utilizado para simular de forma integral o reator IEA-R1 em regime de convecção natural. As duas simulações transientes reproduziram satisfatoriamente os dados experimentais provenientes da literatura. Embora os modelos tenham respondido adequadamente em todo o transiente, observou-se que a temperatura de pico foi superestimada. O modelo de canal superestimou este pico em apenas 1,6ºC e o modelo de meio poroso em 10,5ºC. Apesar desta maior discrepância devido à simplificação do modelo, a técnica de meios porosos pode ser considerada viável e confiável para a simulação do núcleo de reatores nucleares de forma integral. O modelo integral do reator IEA-R1 em regime de convecção natural possibilitou analisar os perfis de velocidade e temperatura no reator e poderá ser utilizado para estudos futuros de acoplamento neutrônico e termo-hidráulico.
dc.description.notasgeraisDissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)
dc.description.notasteseIPEN/D
dc.description.teseinstituicaoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
dc.format.extent114
dc.identifier.citationCOSTA, FRANKLIN C. <b>Modelagem computacional da convecção natural no reator IEA-R1</b>. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2025. 114 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: <a href="https://dx.doi.org/10.11606/D.85.2025.tde-18112025-153448">10.11606/D.85.2025.tde-18112025-153448</a>. Disponível em: https://repositorio.ipen.br/handle/123456789/49543.
dc.identifier.doi10.11606/D.85.2025.tde-18112025-153448
dc.identifier.urihttps://repositorio.ipen.br/handle/123456789/49543
dc.language.isopor
dc.localSão Paulo
dc.rightsopenAccess
dc.subjecthydrofluoric acid
dc.subjecturanium hexafluoride
dc.subjectenriched uranium reactors
dc.subjectnuclear fuels
dc.subjectnuclear facilities
dc.subjectstorage facilities
dc.subjecttanks
dc.subjectammonia
dc.subjectleaks
dc.subjecthazardous materials
dc.subjectatmospheres
dc.subjectenvironmental protection
dc.titleModelagem computacional da convecção natural no reator IEA-R1
dc.title.alternativeComputational modelling of the natural convection in the IEA-R1
dc.typeDissertação
dspace.entity.typePublication
ipen.autorFRANKLIN CANDIDO COSTA
ipen.codigoautor16207
ipen.contributor.ipenauthorFRANKLIN CANDIDO COSTA
ipen.identifier.ipendoc31642
ipen.meioeletronicohttps://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-18112025-153448/pt-br.html
ipen.type.genreDissertação
relation.isAuthorOfPublication40b3e954-6096-486c-b350-5cb75b6ac353
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sigepi.autor.atividadeFRANKLIN CANDIDO COSTA:16207:-1:N

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