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dc.contributor.advisorJian, Su-
dc.contributor.authorPedrassani, Rafaela Vilas Boas-
dc.date.accessioned2025-10-01T10:56:43Z-
dc.date.available2025-10-03T03:00:08Z-
dc.date.issued2021-07-
dc.identifier.citationPEDRASSANI, Rafaela Vilas Boas. Modelagem da pressurização da contenção de um PWR com resfriamento passivo de material de mudança de fase. 2021. 93 f. Dissertação (Mestrado) - Curso de Programa de Pós-Graduação em Engenharia Nuclear, Coppe, Universidade Federal do Rio de Janeiro, Rio de Janeiro, 2021.pt_BR
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/11422/27244-
dc.description.abstractPressurization of the containment building of a pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant can occur in a short time if a loss of coolant accident (LOCA) occurs due to a break in the primary circuit piping. Recently, phase change materials (PCM) have been considered as a method of passive cooling in the containment building by storing thermal energy in case of accidents. In this study, we propose a coupled model for the pressurization of the PWR containment during a hypothetical LOCA. The proposed model consists of a conservative single-cell thermodynamic model for the mass and energy balance in the containment, and an improved lumped parameter model for one-dimensional heat conduction with melting of a PCM plate, based on Hermite approximations for integrals. The nonlinear system of ordinary differential equations is solved numerically using the symbolic-numerical software Wolfram Mathematica 11.0. The containment model is verified by comparing the final containment pressure and temperature with data available in the literature, and the model for conduction in the PCM is validated by comparing the melting interface and the liquid phase average temperature of the PCM with an approximate analytical solution. Temperature and pressure variations in the containment were evaluated for different types and heat transfer areas of the PCM. The analysis results demonstrated that the PCM could successfully cool the containment and lower the maximum pressure significantly.pt_BR
dc.languageporpt_BR
dc.publisherUniversidade Federal do Rio de Janeiropt_BR
dc.rightsAcesso Abertopt_BR
dc.subjectReatores de água pressurizadapt_BR
dc.subjectSegurança nuclearpt_BR
dc.subjectReatores nuclearespt_BR
dc.subjectContençãopt_BR
dc.subjectAcidentes nuclearespt_BR
dc.subjectPropriedades térmicaspt_BR
dc.subjectModelos matemáticospt_BR
dc.subjectTransferência de calorpt_BR
dc.subjectPressurized water reactorspt_BR
dc.subjectNuclear safetypt_BR
dc.subjectNuclear reactorspt_BR
dc.subjectContainmentpt_BR
dc.subjectNuclear accidentspt_BR
dc.subjectPhase change materialspt_BR
dc.subjectMathematical modelspt_BR
dc.subjectHeat transferpt_BR
dc.titleModelagem da pressurização da contenção de um PWR com resfriamento passivo de material de mudança de fasept_BR
dc.typeDissertaçãopt_BR
dc.contributor.advisorLatteshttp://lattes.cnpq.br/0934428004504955pt_BR
dc.contributor.authorLatteshttp://lattes.cnpq.br/5849905513235924pt_BR
dc.contributor.referee1Moreira, Maria de Lourdes-
dc.contributor.referee1Latteshttp://lattes.cnpq.br/5553804838230644pt_BR
dc.contributor.referee2Saldanha, Pedro Luiz da Cruz-
dc.contributor.referee2Latteshttp://lattes.cnpq.br/5880356150446674pt_BR
dc.description.resumoA pressurização do edifício de contenção de uma usina nuclear de reator de água pressurizada (PWR) pode ocorrer em um curto espaço de tempo caso ocorra um acidente de perda de refrigerante (LOCA) devido a uma ruptura na tubulação do circuito primário. Recentemente, os materiais de mudança de fase (PCM) têm sido considerados um método de resfriamento passivo no edifício de contenção pelo armazenamento de energia térmica em caso de acidentes. Neste estudo, propõe-se um modelo acoplado para a pressurização da contenção de usina PWR durante um LOCA hipotético. O modelo proposto consiste em um modelo termodinâmico conservador de célula única para o balanço de massa e energia na contenção, e um modelo aperfeiçoado de parâmetros concentrados para a condução de calor unidimensional com fusão de uma placa PCM, baseado nas aproximações de Hermite para integrais. O sistema não linear de equações diferenciais ordinárias é resolvido numericamente utilizando o software simbólico-numérico Wolfram Mathematica 11.0. O modelo da contenção é verificado comparando-se com a pressão e a temperatura finais da contenção disponíveis na literatura, e o modelo para a condução no PCM é validado comparando-se a interface de fusão no PCM e a temperatura média da fase líquida com uma solução analítica aproximada. As variações da temperatura e pressão na contenção foram avaliadas para diferentes tipos e áreas transferência de calor de PCM. Os resultados da análise demonstraram que o PCM poderia resfriar com sucesso a contenção e diminuir o ponto máximo de pressão significativamente.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 NUCLEAR::TECNOLOGIA DOS REATORES::SEGURANCA, LOCALIZACAO E LICENCIAMENTO DE REATORESpt_BR
dc.embargo.termsabertopt_BR
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