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dc.contributor.advisorAlvim, Antonio Carlos Marques-
dc.contributor.authorRoberto, Thiago Daboit-
dc.date.accessioned2021-02-17T15:13:18Z-
dc.date.available2023-12-21T03:07:26Z-
dc.date.issued2018-12-
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/11422/13739-
dc.description.abstractThe 10 MWth high-temperature test reactor (HTR-10) is a proof of concept reactor prototype for the high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module (HTR-PM). These reactors share several design similarities, including a reactor cavity that requires cooling owing to the high core outlet temperature. In order to ensure the integrity of the reactor cavity, a water-cooled reactor cavity cooling system (RCCS) that operates with passive heat removal processes is conceived in the project. Given the similarities between the RCCS of the reactors, this study considers the RCCS of HTR-10 as a model for RCCS of HTR-PM to evaluate the scale distortions between the RCCS. For this purpose, the RCCS is modeled and the traditional method of scale between the RCCS of the reactors is used for the steady flow regime, whereas the fractional scale analysis technique is adopted for transient flow regime. The necessary conditions for the full similarity in the steady-state flow regime are determined, as well as scale distortions for the similarity in transient flow regime are obtained. The similarity evaluation between the RCCS of both reactors based on data from two benchmark problems: pressurized and depressurized loss of forced cooling shows a similarity between the RCCS of the reactors for a given operating condition in each of the problems analyzed.pt_BR
dc.languageporpt_BR
dc.publisherUniversidade Federal do Rio de Janeiropt_BR
dc.rightsAcesso Abertopt_BR
dc.subjectSistema de remoção de calor de cavidade de reatorpt_BR
dc.subjectHTR-10pt_BR
dc.titleAvaliação das distorções de escala do sistema de refrigeração de cavidade de reator entre os reatores HTR-10 e HTR-PM, sob condições normais e de transientespt_BR
dc.title.alternativeDistortion evaluation of the reactor cavity cooling system scale between htr-10 and HTR-PM reactors under normal and transients conditionspt_BR
dc.typeTesept_BR
dc.contributor.advisorLatteshttp://lattes.cnpq.br/7040082970555770pt_BR
dc.contributor.authorLatteshttp://lattes.cnpq.br/2694615438248688pt_BR
dc.contributor.advisorCo1Lapa, Celso Marcelo Franklin-
dc.contributor.advisorCo1Latteshttp://lattes.cnpq.br/4963874411976036pt_BR
dc.contributor.referee1Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e-
dc.contributor.referee2Nicolau, Andressa dos Santos-
dc.contributor.referee3Moreira, Maria de Lourdes-
dc.contributor.referee4Carvalho, Paulo Victor Rodrigues de-
dc.description.resumoO Reator de teste de Alta Temperatura de 10 MWth (HTR-10) é um protótipo de reator de prova de conceito para o Reator Modular refrigerado a gás de Elevada Temperatura de leito de Esferas (HTR-PM). Ambos os reatores compartilham várias similaridades de projeto, incluindo uma cavidade do reator que precisa ser resfriada devido à alta temperatura de saída do núcleo. A fim de garantir a integridade estrutural da cavidade do reator, um sistema de resfriamento de cavidade de reator (RCCS) que funcione com água e opere por meio de processos passivos de remoção de calor é concebido no projeto. Dadas as semelhanças entre os RCCS dos reatores, este trabalho considera o RCCS do HTR-10 como modelo para o RCCS do HTR-PM, para verificar as distorções de escala entre os RCCS. Com este propósito, o RCCS é modelado e o método tradicional de escala entre os RCCS dos reatores é utilizado para o regime de escoamento estacionário, enquanto a técnica da análise de escala fracional é empregada para o regime de escoamento transiente. As condições necessárias para a completa similaridade no regime de escoamento estacionário são determinadas, assim como as distorções de escala para a similaridade no regime de escoamento transiente são obtidas. A avaliação de similaridade entre os RCCS de ambos os reatores, com base nos dados dos dois problemas de referência, perda pressurizada (ou despressurizada) do resfriamento forçado, mostra que existe uma similaridade entre os RCCS dos reatores para uma dada condição de operação em cada problema analisado.pt_BR
dc.publisher.countryBrasilpt_BR
dc.publisher.departmentInstituto Alberto Luiz Coimbra de Pós-Graduação e Pesquisa de Engenhariapt_BR
dc.publisher.programPrograma de Pós-Graduação em Engenharia Nuclearpt_BR
dc.publisher.initialsUFRJpt_BR
dc.subject.cnpqCNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEARpt_BR
dc.embargo.termsabertopt_BR
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