Análise paramétrica simplificada das condições termoidráulicas em um canal do reator nuclear VHTGR

Abstract

Este trabalho de conclusão de curso teve como objetivo avaliar a transferência de calor no interior de um canal em um reator nuclear, em regime estacionário, através de uma análise paramétrica simplificada da vazão mássica do fluido refrigerante, da taxa de calor gerado e do coeficiente de transferência de calor por convecção. À medida que o núcleo de um reator deixa de ser adequadamente resfriado devido à diminuição da vazão mássica do fluido refrigerante, o sistema começa a funcionar fora dos limites de temperatura para o qual foi projetado. Com a perda da capacidade de trocar calor devido à menor quantidade de massa por unidade de tempo do gás refrigerante, o reator começa a operar fora dos limites de segurança, uma vez que haverá maior concentração de calor gerado no interior do núcleo desse reator. De modo mais concreto, a temperatura do fluido será avaliada ao longo do canal para três valores distintos de vazão mássica e três valores distintos de taxa de geração de calor volumétrica a partir dos respectivos valores de referência. Já a temperatura da parede do canal será avaliada para três valores diferentes do coeficiente de transferência de calor por convecção. De modo a validar os valores escolhidos para os coeficientes de transferência de calor por convecção calcula-se, através do número de Nusselt, Prandtl e Reynolds, um valor para esse parâmetro de acordo com o sistema analisado neste trabalho. Esses parâmetros foram analisados em um Reator Refrigerado a Gás de Muito Alta Temperatura (VHTGR), simulando um possível acidente nuclear quando a vazão mássica do fluido refrigerante (no caso desse trabalho, gás hélio) diminui, respectivamente, de 10%, 20% e 30% do valor nominal, e a geração de calor no centro do canal de um reator nuclear, abastecido com urânio natural, aumenta, respectivamente, em 10%, 20% e 30%. Os resultados obtidos mostram o porquê este trabalho fez uma análise sobre a vazão mássica do fluido refrigerante, o calor gerado no interior do canal e o coeficiente de transferência de calor por convecção. Pois, se houver algum entupimento na tubulação ou vazamento do fluido refrigerante esses parâmetros serão fortemente alterados e, consequentemente, a temperatura do sistema será elevada. O aumento dessa temperatura poderá provocar um acidente nuclear caso os materiais usados na construção do reator nuclear não suportarem determinadas temperaturas atingida pelo sistema devido às falhas mencionadas acima.