PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5

Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.

Intensificação da transferência de calor e otimização de trocadores de calor compactos tipo venezianas com geradores de vórtices tipo delta-winglets.

Esta pesquisa visa a análise da contribuição de cinco variáveis de entrada e a otimização do desempenho termo-hidráulico de trocadores de calor com venezianas combinados com geradores de vórtices delta-winglets. O desempenho termohidráulico de duas geometrias distintas, aqui nomeadas por GEO1 e GEO2, foram avaliadas. Smoothing Spline ANOVA foi usado para avaliar a contribuição dos parâmetros de entrada na transferência de calor e perda de carga. Considerando aplicação automotiva, foram investigados números de Reynolds iguais a 120 e 240, baseados no diâmetro hidráulico. Os resultados indicaram que o ângulo de venezianas é o maior contribuidor para o aumento do fator de atrito para GEO1 e GEO2, para ambos os números de Reynolds. Para o número de Reynolds menor, o parâmetro mais importante em termos de transferência de calor foi o ângulo das venezianas para ambas as geometrias. Para o número de Reynolds maior, o ângulo de ataque dos geradores de vórtices posicionados na primeira fileira é o maior contribuidor para a tranfesferência de calor, no caso da geometria GEO1, enquanto que o ângulo de ataque dos geradores de vórtices na primeira fileira foi tão importante quanto os ângulos das venezianas para a geometria GEO2. Embora as geometrias analisadas possam ser consideradas como técnicas compostas de intensificação da transferência de calor, não foram observadas interações relevantes entre ângulo de venezianas e parâmetros dos geradores de vórtices. O processo de otimização usa NSGA-II (Non-Dominated Sorting Genetic Algorithm) combinado com redes neurais artificiais. Os resultados mostraram que a adição dos geradores de vórtices em GEO1 aumentaram a transferência de calor em 21% e 23% com aumentos na perda de carga iguais a 24,66% e 36,67% para o menor e maior números de Reynolds, respectivamente. Para GEO2, a transferência de calor aumentou 13% e 15% com aumento na perda de carga de 20,33% e 23,70%, para o menor e maior número de Reynolds, respectivamente. As soluções otimizadas para o fator de Colburn mostraram que a transferência de calor atrás da primeira e da segunda fileiras de geradores de vórtices tem a mesma ordem de magnitude para ambos os números de Reynolds. Os padrões de escoamento e as características de transferência de calor das soluções otimizadas apresentaram comportamentos vi particulares, diferentemente daqueles encontrados quando as duas técnicas de intensificação de transferência de calor são aplicadas separadamente.

Aplicação de mapas auto-organizáveis na classificação de padrões de escoamento bifásico

O escoamento bifásico de gás-líquido é encontrado em muitos circuitos fechados que utilizam circulação natural para fins de resfriamento. O fenômeno da circulação natural é importante nos recentes projetos de centrais nucleares para a remoção de calor. O circuito de circulação natural (Circuito de Circulação Natural - CCN), instalado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN / CNEN, é um circuito experimento concebido para fornecer dados termo-hidráulicos relacionados com escoamento monofásico ou bifásico em condições de circulação natural. A estimativa de transferência de calor tem sido melhorada com base em modelos que requerem uma previsão precisa de transições de padrão de escoamento. Este trabalho apresenta testes experimentais desenvolvidos no CCN para a visualização dos fenômenos de instabilidade em ciclos de circulação natural básica e classificar os padrões de escoamento bifásico associados aos transientes e instabilidades estáticas de escoamento. As imagens são comparadas e agrupadas utilizando mapas auto-organizáveis de Kohonen (SOM), aplicados em diferentes características da imagem digital. Coeficientes da Transformada Discreta de Cossenos de Quadro Completo (FFDCT) foram utilizados como entrada para a tarefa de classificação, levando a bons resultados. Os protótipos de FFDCT obtidos podem ser associados a cada padrão de escoamento possibilitando uma melhor compreensão da instabilidade observada. Uma metodologia sistemática foi utilizada para verificar a robustez do método.

Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1

Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.