Delvonei Alves de AndradeSCURO, NIKOLAS L.2019-11-132019-11-132019SCURO, NIKOLAS L. <b>Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa</b>. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2019. 123 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-25102019-154117">10.11606/D.85.2019.tde-25102019-154117</a>. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30317.http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30317As simulações numéricas de acidentes em reatores nucleares de pesquisa necessitam de constante aprimoramento, originando metodologias validadas, o que permite aproximar os cálculos numéricos a um comportamento físico. O trabalho proposto consiste em elaborar uma metodologia numérica tridimensional para análise de um acidente tipo perda lenta de vazão, comumente nomeado de SLOFA, do inglês, slow loss of flow accident, para o reator nuclear IEA-R1. Utilizando códigos numéricos para escoamentos tridimensionais (ANSYS CFX®) foi possível observar a dinâmica do escoamento, prever a localização da temperatura máxima do revestimento e o instante da inversão do sentido de escoamento. Sete modelos de turbulência foram analisados individualmente para elaboração da metodologia, porém, inúmeras dificuldades foram observadas no processo de solução para os modelos ZE, EVTE, SSG, k - ε, k - ω, SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solução numérica compatível com solução física, foi o modelo de turbulência k - ω. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a ausência da lei logarítmica de parede e simplicidade na solução das equações de transporte para condição analisada. Os resultados apresentaram alinhamento quantitativo e qualitativo com as curvas de temperatura experimentais. Nas condições de regime permanente quanto para o regime transiente, o desvio máximo observado foi de 3,4°C para temperatura. As curvas de temperatura numérica capturam o mesmo comportamento físico observado nos testes experimentais, tanto no instante da inversão do escoamento, quanto no início da perda dos efeitos do empuxo. Portanto, esta metodologia tridimensional representa um avanço frente aos resultados apresentados pelos códigos unidimensionais reportados na literatura (RELAP, MERSAT, CATHARE) para a mesma base de dados experimental, visto que o desvio médio observado nestes códigos é de 7,2°C.123openAccessiear-1 reactorresearch reactorsreactor accidentsloss of flowloss of coolantslowing-downfission neutronslblocareactor cooling systemsnatural convectioncomputer codescomputerized simulationexperiment resultsDissertação10.11606/D.85.2019.tde-25102019-154117