Thermal-hydraulic modelling and stade staty analysis of a LS-VHTR reactor
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Universidade Federal de Minas Gerais
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Modelagem termo-hidráulica e análise de estado de um reator LS-VHTR
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Resumo
The Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor (LS-VHTR) is a liquid salt cooled and TRISO fueled reactor, which presents very good features in terms of power production and safety aspects. The advantage of using liquid salt as coolant is mainly related with its high efficiency of heat transfer and operation at low pressures. This work evaluates the thermal hydraulic performance of the heat removal system and the reactor core, in steady state conditions as well as during accidental transients, starting from the single channel level and concluding with the full core model. The LS-VHTR is a new reactor concept that introduces some different features in relation to other nuclear reactors. In this way, a thermal modeling of this reactor has been developed using the RELAP5-3D code using a point kinetic model. A modeling with three channels has been presented. The core coolant temperature increase, the core coolant mass flow and the pressure along the core were simulated and presented in good agreement with the expected behavior.
Abstract
O Liquid-Sal-Cooled Very High-Temperature Reactor (LS-VHTR) é um reator refrigerado a sal líquido e alimentado por TRISO, que apresenta características muito boas em termos de produção de energia e aspectos de segurança. A vantagem de usar sal líquido como refrigerante está relacionada principalmente com sua alta eficiência de transferência de calor e operação a baixas pressões. Este trabalho avalia o desempenho termo-hidráulico do sistema de remoção de calor e do núcleo do reator, tanto em condições estacionárias quanto durante transientes acidentais, partindo do nível de canal único e concluindo com o modelo de núcleo completo. O LS-VHTR é um novo conceito de reator que apresenta algumas características diferentes em relação a outros reatores nucleares. Desta forma, uma modelagem térmica deste reator foi desenvolvida usando o código RELAP5-3D usando um modelo cinético de ponto. Uma modelagem com três canais foi apresentada. O aumento da temperatura do refrigerante no núcleo, o fluxo de massa do refrigerante no núcleo e a pressão ao longo do núcleo foram simulados e apresentaram boa concordância com o comportamento esperado.
Assunto
Reatores nucleares, Reatores nucleares - Resfriamento a sódio, Análise térmica
Palavras-chave
LS-VHTR, RELAP5-3D
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https://sencir.nuclear.ufmg.br/anais-2/