Definição de parâmetros de uma seção de testes para análise da convecção natural e da perda de refrigerante no reator nuclear AP-1000 através de leis de similaridade e da análise de escala fracional
O presente trabalho desenvolve e analisa os principais parâmetros de uma seção de teste com pressão estimada de 2,5MPa para dois propósitos distintos: a) analisar a possibilidade da convecção natural no caso de uma falha do sistema de bombeamento; b) analisar a despressurização em acidentes com perd...
| Autor: | |
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| Tipo de recurso: | tesis doctoral |
| Estado: | Versión publicada |
| Fecha de publicación: | 2018 |
| País: | Brasil |
| Institución: | Universidade Federal de Pernambuco (UFPE) |
| Repositorio: | Repositório Institucional da UFPE |
| Idioma: | portugués |
| OAI Identifier: | oai:repositorio.ufpe.br:123456789/33539 |
| Acceso en línea: | https://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/33539 |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | Engenharia nuclear FSA Similaridade AP-1000 LOCA Convecção natural |
| Sumario: | O presente trabalho desenvolve e analisa os principais parâmetros de uma seção de teste com pressão estimada de 2,5MPa para dois propósitos distintos: a) analisar a possibilidade da convecção natural no caso de uma falha do sistema de bombeamento; b) analisar a despressurização em acidentes com perda de refrigerante LOCA (Loss of Coolant Accident). Para essa realização, foi desenvolvida uma combinação de leis de similaridade básica voltada ao fenômeno da convecção natural e uma metodologia de escala inovadora, conhecida como Análise de Escala Fracional-FSA (Fractional Scaling Analysis). A FSA é utilizada para fornecer dados experimentais que gerem critérios quantitativos de avaliação, bem como parâmetros operacionais em processos térmicos e hidráulicos de usinas nucleares. A despressurização é analisada quando ocorre uma ruptura em uma das tubulações do sistema primário do reator nuclear AP-1000, com pressão operacional de 15,5MPa. Esse reator é desenvolvido pela Westinghouse Electric Co., o qual é um reator de água pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor) com uma potência elétrica igual a 1000MW. Esse é dotado de um sistema passivo de segurança que promove melhorias consideráveis na segurança, fiabilidade, proteção e redução dos custos de uma central nuclear. |
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