[en] BOILING FLOW IN QUADRICUSPIDE SECTION DUCTS SIMULATING THE DAMAGED CORE OF PWR REACTORS

• Ano de defesa: 2026
• Autor(a) principal: MAURO MIRANDA ESTEVES
• Tipo de documento: Tese
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: MAXWELL
• Palavras-chave em Português: [pt] ESCOAMENTO EM CONVECCAO FORCADA; [pt] TRANSMISSAO DE CALOR COM EBULICAO; [pt] ESCOAMENTO COM EBULICAO; [en] FLOW IN FORCED CONVECTION; [en] HEAT TRANSFER WITH BOILING; [en] BOILING FLOW
• Link de acesso: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=75734&idi=1; https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=75734&idi=2; http://doi.org/10.17771/PUCRio.acad.75734

[pt] O escoamento em regime de ebulição nucleada subresfriada no interior de canais de seção não circular, constitui-se numa área de maior interesse para a Engenharia, principalmente a Nuclear. No presente trabalho, foi desenvolvido um aparato experimental, composto basicamente de um circuito de refrigeração, com o escoamento de refrigerante-12 ligeiramente sub-resfriado. O aparato construido foi testado através de ensaiod com e sem ebulicão em um canal de secção circular. Foi também, determinado experimentalmente o coeficiente de troca de calor em canais quadricúspide, com o escoamento em convecção forçada com e sem mudança de fase, com fluxo de calor uniforme, simulando as condições de um canal típico de reator nuclear nuclear danificado por acidente. A partir dos dados experimentais foram desenvolvidas correlações para o coeficiente de película para convecção forçada com e sem ebulição. Foi também analisado o fluxo de calor incipiente.