Simulação computacional de curvas de ebulição em reatores nucleares utilizando o código TRACE

Sartin Júnior, Carlos Antonio

Please use this identifier to cite or link to this item: http://hdl.handle.net/11422/17877

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DC Field	Value	Language
dc.contributor.advisor	Alvim, Antonio Carlos Marques	-
dc.contributor.author	Sartin Júnior, Carlos Antonio	-
dc.date.accessioned	2022-07-25T19:08:11Z	-
dc.date.available	2023-12-21T03:05:22Z	-
dc.date.issued	2017-09	-
dc.identifier.uri	http://hdl.handle.net/11422/17877	-
dc.language	por	pt_BR
dc.publisher	Universidade Federal do Rio de Janeiro	pt_BR
dc.rights	Acesso Aberto	pt_BR
dc.subject	Transferência de calor	pt_BR
dc.subject	ebulição	pt_BR
dc.subject	fluxo de calor crítico	pt_BR
dc.subject	código computacional	pt_BR
dc.subject	simulação	pt_BR
dc.subject	TRACE	pt_BR
dc.title	Simulação computacional de curvas de ebulição em reatores nucleares utilizando o código TRACE	pt_BR
dc.title.alternative	Computational simulation of boiling curves in nuclear reactors using the TRACE code	pt_BR
dc.type	Trabalho de conclusão de graduação	pt_BR
dc.contributor.advisorLattes	http://lattes.cnpq.br/7040082970555770	pt_BR
dc.contributor.authorLattes	http://lattes.cnpq.br/4865036940039937	pt_BR
dc.contributor.referee1	Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e	-
dc.contributor.referee2	Jian, Su	-
dc.description.resumo	Este trabalho envolve dois assuntos muito importantes para a indústria nuclear, sendo eles a transferência de calor e o uso de códigos computacionais para a realização de simulações. A transferência de calor envolve todos os processos pelos quais se retira calor de um reator nuclear e as simulações computacionais auxiliam na análise qualitativa e quantitativa de todos os fenômenos envolvidos na operação do reator, seja em circunstâncias normais, seja na ocorrência de acidentes. Através das simulações, este trabalho avalia o comportamento do fluxo de calor crítico como função, separadamente, da temperatura de entrada do refrigerante, da vazão mássica e da pressão do sistema. Também analisa a sensibilidade dos resultados a diferentes dimensões da malha que discretiza o sistema físico modelado. Em condições de estado estacionário, faz previsões da leitura de termopares da instalação e mostra os efeitos das grades espaçadoras na transferência de calor. Por fim, analisa a evolução de algumas variáveis em um acidente de perda de energia elétrica externa (station blackout), como, por exemplo, a temperatura das varetas (mostrando a ocorrência de fluxo de calor crítico), a pressão, o nível de água do reator e a produção de hidrogênio devido à oxidação do revestimento de Zircaloy. Em todos os casos modelados, houve conformidade entre os dados obtidos e os resultados esperados através da fundamentação teórica.	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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