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Use este identificador para citar o ir al link de este elemento: http://hdl.handle.net/1843/BUBD-A3PNUZ
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dc.contributor.advisor1Antonella Lombardi Costapt_BR
dc.contributor.advisor-co1Maria Auxiliadora Fortini Velosopt_BR
dc.contributor.referee1Patrícia Amélia de Lima Reispt_BR
dc.contributor.referee2Adolfo Romero Hamerspt_BR
dc.creatorJavier González Mantecónpt_BR
dc.date.accessioned2019-08-13T02:39:49Z-
dc.date.available2019-08-13T02:39:49Z-
dc.date.issued2015-10-23pt_BR
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/1843/BUBD-A3PNUZ-
dc.description.abstractThe evaluation of Nuclear Power Plants (NPPs) performance during steady-state and accident conditions has been one of the main research subjects in the nuclear field. In order to simulate the behavior of water-cooled reactors, several complex thermal-hydraulic codes systems have been developed. Particularly, the RELAP5 code, developed by the Idaho National Laboratory, is a best-estimate thermal-hydraulic analysis tool and one of the most used in nuclear industry. The RELAP5-3D 3.0.0 code was used to develop a detailed model of Angra 2 nuclear reactor using reference data from the Final Safety Analysis Report. Angra 2 is the second Brazilian NPP, which began commercial operation in 2001. The plant is equipped with a Pressurized Water Reactor (PWR) type with 3771.0 MWt. Simulations of the reactor behavior during normal operation conditions and postulated accident conditions were performed. Results achieved in the reactor steady-state simulation were compared with nominal parameters of the NPP. These results proved to be in good agreement, with relative errors less than 1%. In the transient simulation, the obtained results were coherent and satisfactory. This study demonstrates that the RELAP5-3D model is capable to reproduce the thermal-hydraulic behavior of the Angra 2 PWR during diverse operation conditions and it can contribute for the process of the plant safety analysis.pt_BR
dc.description.resumoA avaliação do desempenho das usinas nucleares durante condições normais de operação ou condições severas de acidentes tem sido um dos principais temas de pesquisa no campo nuclear. Com o objetivo de simular o comportamento dos reatores refrigerados a água vários códigos de análise termo-hidráulica têm sido desenvolvidos ao longo dos anos. Particularmente, o código RELAP5, desenvolvido pelo National Idaho Laboratory, é uma ferramenta best-estimate de análise térmica-hidráulica e um dos códigos mais utilizados na pesquisa e avaliação de reatores nucleares. RELAP5-3D versão 3.0.0 foi utilizado para desenvolver um modelo termo-hidráulico detalhado do reator nuclear Angra 2 usando dados de referência a partir do Relatório Final de Análise de Segurança (Final Safety Analysis Report - FSAR). Angra 2 é a segunda usina nuclear brasileira que iniciou a sua operação comercial em 2001 e está equipada com um reator nuclear do tipo de água pressurizada (PWR) com potência térmica de 3771,0 MW. Simulações do comportamento do reator durante condições de operação normal e acidentes postulados foram feitas. Os resultados obtidos na simulação do reator em estado estacionário foram comparados com parâmetros nominais da usina e demonstraram boa concordância, com erros relativos menores que 1%. Nas simulações de transitórios, os resultados obtidos mostraram-se coerentes e satisfatórios. Este trabalho demonstrou que o modelo é capaz de reproduzir o comportamento termo-hidráulico de Angra 2 para diversas condições de operação e pode contribuir para o processo de análise de segurança da central.pt_BR
dc.languagePortuguêspt_BR
dc.publisherUniversidade Federal de Minas Geraispt_BR
dc.publisher.initialsUFMGpt_BR
dc.rightsAcesso Abertopt_BR
dc.subjectRELAP5-3Dpt_BR
dc.subjectAnálise termo-hidráulicapt_BR
dc.subjectReator nuclearpt_BR
dc.subjectAngra 2pt_BR
dc.subject.otherTecnologia nuclearpt_BR
dc.titleModelagem e análise termo-hidráulica do reator nuclear Angra 2 utilizando o código RELAP5-3Dpt_BR
dc.typeDissertação de Mestradopt_BR
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