Modelo linear para simulação dinâmica de um reator nuclear para análise de transientes e acidentes de base de projeto

Oliveira, Igor Garcia de

Please use this identifier to cite or link to this item: http://hdl.handle.net/11422/17871

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DC Field	Value	Language
dc.contributor.advisor	Medeiros, José Antônio Carlos Canedo	-
dc.contributor.author	Oliveira, Igor Garcia de	-
dc.date.accessioned	2022-07-25T18:55:42Z	-
dc.date.available	2023-12-21T03:05:22Z	-
dc.date.issued	2018-03	-
dc.identifier.uri	http://hdl.handle.net/11422/17871	-
dc.language	por	pt_BR
dc.publisher	Universidade Federal do Rio de Janeiro	pt_BR
dc.rights	Acesso Aberto	pt_BR
dc.subject	Modelagem dinâmica	pt_BR
dc.subject	sistemas de um PWR	pt_BR
dc.subject	análise de transientes	pt_BR
dc.subject	central nuclear de Sequoyah	pt_BR
dc.title	Modelo linear para simulação dinâmica de um reator nuclear para análise de transientes e acidentes de base de projeto	pt_BR
dc.title.alternative	Linear model for dynamic simulation of a nuclear reactor for transient and design base accident analysis	pt_BR
dc.type	Trabalho de conclusão de graduação	pt_BR
dc.contributor.advisorLattes	http://lattes.cnpq.br/3258168964977007	pt_BR
dc.contributor.authorLattes	http://lattes.cnpq.br/3172999915908402	pt_BR
dc.contributor.advisorCo1	Alvarenga, Marco Antônio Bayout	-
dc.contributor.advisorCo1Lattes	http://lattes.cnpq.br/0906043029169162	pt_BR
dc.contributor.referee1	Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e	-
dc.description.resumo	Este projeto tem o objetivo de estudar modelos matemáticos simplificados dos sistemas de uma central nuclear usando modelagem com parâmetros agrupados e linearização para avaliar a resposta das principais variáveis da usina, como temperatura, pressão, potência nuclear, entre outras. Os sistemas a serem modelados são o sistema primário, com o vaso do reator, bomba de refrigeração do reator e pressurizador, além do sistema de controle do reator, e o sistema secundário, com as turbinas de alta e baixa pressão, reaquecedor e aquecedores de água de alimentação. O gerador de vapor, que faz o acoplamento termodinâmico entre os sistemas primário e secundário, será modelado, além do sistema de controle de água de alimentação e o gerador elétrico. Esses modelos serão testados para diferentes tipos de transientes para verificar se a resposta das variáveis do sistema é coerente com a realidade e com os modelos apresentados em trabalhos anteriores.	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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