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Type: TESE DIGITAL
Degree Level: Doutorado
Title: Desenvolvimento e validação de cálculo termohidraulico de bocais de elementos combustíveis nucleares = Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends
Title Alternative: Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends
Author: Barros Filho, José Afonso, 1956-
Advisor: Jordão, Elizabete, 1956-
Abstract: Resumo: O núcleo de um reator nuclear a água pressurizada do tipo dos de Angra I, II e III, pode ser descrito como um grande trocador de calor composto por barras contendo combustível nuclear, dispostas verticalmente em um arranjo geométrico regular. As barras são agrupadas em unidades denominadas Elementos Combustíveis (ECs), sendo mantidas fixas através de grades espaçadoras e bocais nas extremidades. A água penetra no núcleo através dos bocais inferiores dos ECs que têm como componente principal uma placa perfurada. Em seu papel de fornecedora dos Elementos Combustíveis (ECs) para as centrais nucleares brasileiras, a INB (Industrias Nucleares do Brasil) vem trabalhando continuamente no desenvolvimento de ECs mais avançados. Um dos aperfeiçoamentos propostos é o desenvolvimento de bocais inferiores com capacidade de filtragem de detritos, de modo a impedir que detritos vindos de acidentes em outras partes do reator danifiquem as barras combustíveis. Entre as alternativas propostas, uma contempla a adoção de bocais inferiores com placas perfuradas com orifícios de pequeno diâmetro, implicando em aumento da perda de carga do escoamento. Para atenuar esse efeito, uma otimização da geometria dos orifícios se faz necessária. Isso tem sido realizado tradicionalmente através de programas de testes experimentais caros e de difícil execução. Uma alternativa cada vez mais utilizada é o uso de simulações numéricas do escoamento através da técnica da dinâmica dos fluidos computacional (CFD). Esse trabalho apresenta e valida um procedimento de simulação numérica, utilizando o código CFD comercial ANSYS CFX, para a estimativa da perda de pressão do escoamento de água através de placas perfuradas de geometrias similares às utilizadas nos atuais bocais dos Ecs fabricados pela INB, assim como nos propostos para os Ecs avançados. Na validação, realizada contra experimentos em escala reduzida, uma faixa de incerteza foi estimada para a aplicação do procedimento. Duas metodologias de validação foram utilizadas e comparadas. Ao final, o procedimento foi utilizado para uma avaliação exaustiva da influencia da geometria dos orifícios na perda de pressão das placas

Abstract: A Pressurized water Reactor core can be described as a large heat exchanger composed of nuclear fuel rods assembled vertically in a regular geometric pattern. The rods are grouped in units called fuel elements, being held in position by spacer grids and end pieces at both ends. Water enters the core driven by the bottom end pieces trough a perforated plate. The Industrias Nucleares do Brasil (INB), as the main supplier of fuel elements for the Brazilian nuclear power plants, works continually for its improvement. One of the most important developments is a bottom end piece that can filter debris with the purpose to avoid damage to the fuel rods. One of the alternatives is the use of perforated plates with small diameter holes. This causes an increase in the pressure drop. In order to reduce this effect an optimization of the geometry of the holes must be performed. This has traditionally been carried out by experimental tests which are expensive and difficult to perform. An alternative increasingly used is the numerical simulations of the flow by the Computational Fluid Dynamics (CFD) technique. This work presents and validates a numerical simulation procedure that uses the commercial CFD code ANSYS CFX for the estimation of the pressure drop of water flowing through perforated plates similar to the ones of the current and advanced INB bottom end pieces. The validation was performed by using the procedure to simulate reduce scale experiments. The goal was to estimate an uncertainty range for applying the procedure. Two different validation methodologies were applied and compared. At the end the procedure was used for an evaluation of the influence of the hole geometry on the pressure drop
Subject: Reatores nucleares
Fluidodinâmica computacional
Editor: [s.n.]
Date Issue: 2017
Appears in Collections:FEQ - Tese e Dissertação

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