Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto

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dc.contributor.advisorGaiane Sabundjianpt_BR
dc.contributor.authorSILVA, DAYANE F.
dc.coverageNacionalpt_BR
dc.date.accessioned2018-07-03T17:38:02Z
dc.date.available2018-07-03T17:38:02Z
dc.date.issued2017pt_BR
dc.description.abstractEste trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).pt_BR
dc.description.notasgeraisDissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)pt_BR
dc.description.notasteseIPEN/Dpt_BR
dc.description.teseinstituicaoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SPpt_BR
dc.format.extent143pt_BR
dc.identifier.citationSILVA, DAYANE F. <b>Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto</b>. Orientador: Gaiane Sabundjian. 2017. 143 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.85.2018.tde-08052018-112533">10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533</a>. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28896.
dc.identifier.doi10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533
dc.identifier.urihttp://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28896
dc.localSão Paulopt_BR
dc.rightsopenAccesspt_BR
dc.subjectangra-2 reactor
dc.subjectpwr type reactors
dc.subjectreactor accidents
dc.subjectloss of core cooling
dc.subjectreactor design
dc.subjectdesign-basis accidents
dc.subjectcomputer codes
dc.subjectcontainment systems
dc.subjectlte
dc.subjectequilibrium
dc.subjectthermodynamics
dc.subjectengineered safety systems
dc.subjectsafety analysis
dc.subjectsafety reports
dc.titleAnálise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projetopt_BR
dc.title.alternativeAnalysis of the behavior of the Angra 2 reactor containment during a design basis accidentpt_BR
dc.typeDissertaçãopt_BR
dspace.entity.typePublication
ipen.autorDAYANE FARIA SILVA
ipen.codigoautor6881
ipen.contributor.ipenauthorDAYANE FARIA SILVA
ipen.date.recebimento18-07pt_BR
ipen.identifier.ipendoc24679pt_BR
ipen.meioeletronicohttp://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-08052018-112533/pt-br.phppt_BR
ipen.type.genreDissertação
relation.isAuthorOfPublicationf92ceb8c-8b64-46d1-a650-9e52923b97c1
relation.isAuthorOfPublication.latestForDiscoveryf92ceb8c-8b64-46d1-a650-9e52923b97c1
sigepi.autor.atividadeSILVA, DAYANE F.:6881:420:Spt_BR
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