CAMPOS, ROGERIO C. deBELCHIOR JUNIOR, ANTONIOSOARES, HUMBERTO V.UMBEHAUN, PEDRO E.TORRES, WALMIR M.ANDRADE, DELVONEI A. de2024-01-272024-01-272023CAMPOS, 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. <b>Peer Review</b>, v. 5, n. 18, p. 245-271, 2023. DOI: <a href="https://dx.doi.org/10.53660/866.prw2310">10.53660/866.prw2310</a>. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34379.1541-1389http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34379O 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.245-271openAccessreactorsreactor safetyaccidentssafety analysisreactor cooling systemsreactor accident simulationloss of flowcomputer codesArtigo de periódico18510.53660/866.prw23100000-0002-6689-3011https://orcid.org/0000-0002-6689-3011https://orcid.org/0000-0002-2887-0759Sem PercentilSem Percentil CiteScore