Miguel Mattar NetoSANTOS, MARCELO M. dos2019-10-012019-10-012019SANTOS, MARCELO M. dos. <b>Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto</b>. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2019. 108 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.85.2019.tde-08082019-140803">10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803</a>. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30155.http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30155A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém.108openAccessfuel elementsfuel plateszircaloyinconel 718uranium alloysmolybdenummechanical testscompactorspwr type reactorspressure vesselsstressesmaterials testing reactorsthermodynamicsmechanical testsmathematical modelscomputer codesnuclear engineeringDissertação10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803