Modelagem termohidráulica baseada em CFD para estudo de reatores de pequeno porte de água pressurizada com combustíveis mistos

• Ano de defesa: 2022
• Autor(a) principal: SANTOS, Pedro Emanuel Moraes
• Tipo de documento: Dissertação
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: Universidade Federal de Pernambuco; UFPE; Brasil; Programa de Pos Graduacao em Tecnologias Energeticas e Nuclear
• Palavras-chave em Português: Energia nuclear; OpenFOAM; SMR; PWR; Termohidráulica
• Link de acesso: https://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/46342

A crescente demanda mundial por energia, junto com a preocupação com as mudanças climáticas levam ao aumento do interesse de utilização de fontes de energia mais limpas. Entre as fontes com baixas emissões de gás carbônico está a energia nuclear. No presente trabalho, foi realizado um estudo termohidráulico para um pequeno reator modular (SMR), do tipo reator de água pressurizada (PWR), a partir do desenvolvimento de um modelo tridimensional de um subcanal de um conjunto combustível do núcleo. Foram estudadas três configurações de núcleo cada uma com um combustível de óxido misto (MOX) e UO2, sendo os MOX estudados: (Th,U)O2, (Th,Pu)O2 e (Th,U,Pu)O2. A análise termohidráulica foi feita baseada na fluidodinâmica computacional (CFD), para isso utilizou-se o OpenFOAM, um software livre e de código aberto. Para os materiais presentes no subcanal foram empregados modelos das propriedades dependentes da temperatura, nas barras de combustível foram definidas as maiores distribuições de densidade de potência, para se realizar a análise dos subcanais críticos. Foi calculado o fluxo de calor crítico (CHF) para todos os combustíveis com a correlação empírica W-3, com isso foi calculado o valor mínimo da razão da saída da ebulição nucleada (DNBR), os valores do DNBR obtidos variaram de 1,74 até 3,30 sempre acima do valor mínimo de 1,3 para os PWR. Para o combustível e seu revestimento os valores máximos de temperatura ficaram sempre abaixo do ponto de fusão.