Análise termo-hidráulica do elemento combustível de maior potência do reator SMART usando os códigos STHIRP e OpenFOAM
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Editor
Universidade Federal de Minas Gerais
Descrição
Tipo
Dissertação de mestrado
Título alternativo
Primeiro orientador
Membros da banca
Antonella Lombardi Costa
Maria Auxiliadora Fortini Veloso
João Manoel Losada Moreira
Maria Auxiliadora Fortini Veloso
João Manoel Losada Moreira
Resumo
As projeções de demanda elétrica mundial a médio e longo prazo demonstram um crescimento
acentuado que contempla o território brasileiro. No país, existem diversas regiões desconectadas
do Sistema Interligado Nacional (SIN), que necessitam de sistemas de geração elétrica própria
para suprir a demanda local. Nesse sentido, os reatores modulares de pequeno porte (SMRs)
são uma possibilidade atrativa para o suprimento da demanda nessas regiões. Estes podem ser
pré-fabricados e posteriormente transportados para regiões de interesse, a fim de abastecer regiões
isoladas. Dentre os reatores modulares, o SMART possui um design baseado no PWR, reator mais
utilizado atualmente no mundo. Este fato o torna uma solução atrativa para o Brasil, uma vez
que o país já possui experiência industrial na produção de elementos combustíveis e na operação
deste tipo de sistema. O SMART possui uma potência nominal de 330 M WT h, sendo capaz de
suprir a demanda elétrica de uma cidade de aproximadamente 100000 habitantes. O presente
trabalho realiza uma análise termo-hidráulica do elemento de maior potência do reator SMART,
em estado estacionário, no início do ciclo de queima. Para tanto, foram usados dois programas
distintos: STHIRP e OpenFOAM, a fim de obter os principais parâmetros térmicos da região
mais quente do reator. Os resultados para o elemento foram obtidos através da construção de
dois modelos térmicos independentes, um para cada programa. Durante os trabalhos, os dois
programas foram usados de maneira conjunta, de forma que os resultados em comum entre os dois
programas fossem comparados e os particulares de ambos apresentados de maneira complementar.
Os principais resultados obtidos pelos programas incluem as distribuições de temperatura, pressão e
velocidade de escoamento do refrigerante, tal como o perfil de temperatura nas varetas. No presente
trabalho as variações totais de pressão e temperatura do elemento mais quente calculadas pelos
dois programas são comparadas entre si e particularmente, para o caso da temperatura, com o
resultado previsto pela teoria. Os parâmetros globais obtidos pelos dois programas mostraram boa
concordância entre si e com os valores previstos teoricamente. Para demonstrar a capacidade dos
modelos térmicos desenvolvidos no presente trabalho, particularmente usando o programa STHIRP, o
perfil de DNBR do reator foi calculado para potências de 100% e 115% da potência nominal do reator.
Abstract
Projections for global electricity demand in the medium and long term show a sharp incre-
ase in Brazil. There are several regions in the country that are disconnected from the National
Interconnected System (SIN), which require their own electricity generation systems to meet local
demand. In this sense, Small Modular Reactors (SMRs) are an attractive option for meeting the
demand in these regions. These reactors can be fabricated and subsequently transported to regions
of interest in order to supply isolated regions. Among the modular reactors, the SMART modular
reactor has a design based on the PWR, the most widely used reactor in the world today. This
fact makes it an attractive solution for Brazil, since the country already has industrial experience
in the production of fuel elements and in the operation of this type of reactor. The SMART has
a nominal power of 330 M WT h, being capable of meeting the electricity demand of a city with
approximately 100,000 inhabitants. This work performs a thermal-hydraulic analysis of the highest
power element of the SMART reactor in steady state at the beginning of the burning cycle. For
this purpose, two programs were used: STHIRP and OpenFOAM, in order to obtain the main
thermal parameters in the hottest region of the reactor. The results for the element were obtained
through the construction of two independent thermal models, one for each program. During the
present work, the two programs were used in a complementary manner, so that the results in
common between the two programs were compared and the particular results of both presented in a
complementary manner. The main results obtained by the programs include the distributions of
temperature, pressure and coolant flow velocity, as well as the temperature profile in the rods. In
the present work, the total variations of pressure and temperature of the hottest element calculated
by the two programs are compared with each other and, particularly in the case of temperature, are
compared with the result predicted by theory. The overall results obtained by the two programs
showed good agreement with each other and with the values predicted theoretically, when an energy
balance was applied to the simulated system. To demonstrate the capability of the thermal models
developed in the present work for predictions, particularly using the STHIRP program, the DNBR
profile of the reactor was calculated for 100% and 115% of the nominal reactor power.
Assunto
Engenharia nuclear, Reatores nucleares, Combustiveis nucleares, Dinâmica dos fluídos computacional
Palavras-chave
Reator Nuclear, SMR, SMART, Termo-hidráulica, CFD, STHIRP, OpenFOAM