Elita Fontenele Urano de CarvalhoMATTOS, CARLOS E.2019-02-182019-02-182018MATTOS, CARLOS E. <b>Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo</b>. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. 2018. 94 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-17052018-160542">10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542</a>. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29607.http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29607O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.94openAccessnuclear fuelsfuel cyclefuel rodsreactor coresburnuprare earthsgadoliniumuranium hexafluoridepwr type reactorsnuclear modelsanalytical solutionparametric analysissafety analysisprogrammingsimulationDissertação10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542