Estudo da pressurização da contenção de uma usina PWR em acidentes de perda de refrigerante

Barbosa, Amanda Cardozo

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DC Field	Value	Language
dc.contributor.advisor	Jian, Su	-
dc.contributor.author	Barbosa, Amanda Cardozo	-
dc.date.accessioned	2022-07-25T18:21:17Z	-
dc.date.available	2023-12-21T03:05:22Z	-
dc.date.issued	2019-09	-
dc.identifier.uri	http://hdl.handle.net/11422/17861	-
dc.language	por	pt_BR
dc.publisher	Universidade Federal do Rio de Janeiro	pt_BR
dc.rights	Acesso Aberto	pt_BR
dc.subject	Pressurização	pt_BR
dc.subject	contenção	pt_BR
dc.subject	primeira lei da termodinâmica	pt_BR
dc.subject	mathematica	pt_BR
dc.subject	modelo analítico	pt_BR
dc.title	Estudo da pressurização da contenção de uma usina PWR em acidentes de perda de refrigerante	pt_BR
dc.title.alternative	Containment pressurization study of a PWR plant in a loss of coolant accidents	pt_BR
dc.type	Trabalho de conclusão de graduação	pt_BR
dc.contributor.advisorLattes	http://lattes.cnpq.br/0934428004504955	pt_BR
dc.contributor.authorLattes	http://lattes.cnpq.br/3932741637843318	pt_BR
dc.contributor.referee1	Nicolau, Andressa dos Santos	-
dc.contributor.referee2	Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e	-
dc.description.resumo	Os acidentes nucleares são objetos contínuos de estudo no setor nuclear, compreendê-los é necessário para desenvolvimento e otimização da implementação de medidas de segurança. Este trabalho tem como objetivo a análise da pressuriza ção do prédio de contenção do reator à água pressurizada (PWR) em cenários de acidentes por perda de refrigerante (LOCA). O prédio de contenção é considerado um volume de controle com condições iniciais especí cadas. O modelo matemático consiste em equações diferencais ordináriais de conservação de massa e de energia, conjunto com a equação de estado do gás perfeito para ar e a tabela de valor para a água. A solução numérica do modelo matemático foi implementada utilizando-se o software simbólico-numérico Mathematica. Foi analisada a pressurização do prédio de contenção de um PWR típico durante um acidente de base de projeto com perda de líquido de refrigerante com pequena e grande ruptura (SBLOCA) e (LBLOCA).	pt_BR
dc.publisher.country	Brasil	pt_BR
dc.publisher.department	Escola Politécnica	pt_BR
dc.publisher.initials	UFRJ	pt_BR
dc.subject.cnpq	CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR	pt_BR
dc.embargo.terms	aberto	pt_BR
Appears in Collections:	Engenharia Nuclear

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