Banca de DEFESA: CARLA CRISTINA ARAÚJO PARREIRA

Uma banca de DEFESA de MESTRADO foi cadastrada pelo programa.
DISCENTE : CARLA CRISTINA ARAÚJO PARREIRA
DATA : 07/07/2022
HORA: 19:00
LOCAL: https://meet.google.com/oej-wjyg-tkf
TÍTULO:

DESENVOLVIMENTO DE UM NOVO EQUACIONAMENTO PARA PREVISÃO DE PARÂMETROS DOS REATORES DE FISSÃO NUCLEAR A PARTIR DA MODELAGEM DINÂMICA E SIMULAÇÃO

PALAVRAS-CHAVES:

modelagem dinâmica; simulação; reator nuclear; densidade de nêutrons; sistemas de equações não-lineares

PÁGINAS: 90
RESUMO:

A viabilidade dos reatores nucleares depende de um sistema de segurança eficiente na operação das unidades de processamento nucleares. Grande parte da segurança dos reatores de fissão nuclear está relacionada com a densidade de nêutrons que necessita de um balanço bem equilibrado entre os nêutrons emitidos e os nêutrons perdidos (via absorção ou fuga de nêutrons), a fim de evitar grandes danos como superaquecimento e possíveis explosões. No presente trabalho foi realizada uma revisão bibliográfica relativa à energia nuclear, à modelagem dinâmica e simulação de um reator nuclear, o desenvolvimento de um novo equacionamento (sistema de equações diferenciais não-lineares) para previsão da densidade de nêutrons, potência e frações mássicas dos grupos precursores de nêutrons atrasados, em um reator de fissão nuclear e aplicação da lógica fuzzy nestes reatores. De acordo com a bibliografia, o sistema de equações diferenciais não lineares proposto por Duderstadt e Hamilton é um dos mais representativos para a previsão da densidade de nêutrons, porém apresenta uma deficiência para o resultado da densidade de nêutrons em sistemas moderados. Neste trabalho foi desenvolvido um novo equacionamento para a previsão da densidade de nêutrons, potência e concentração dos grupos geradores de nêutrons atrasados, através da inserção de novos termos nas equações de Duderstadt e Hamilton.  O sistema de oito equações diferenciais não lineares obtido na modelagem foi resolvido pelo método Runge Kutta de quarta ordem no software livre OCTAVE.  Foram realizadas simulações dinâmicas dos reatores nucleares de fissão e a partir dos resultados foi possível prever o comportamento em regime transiente da densidade de nêutrons, potência do reator e das frações mássicas dos grupos precursores de nêutrons atrasados  para reatores moderados. A validação do novo modelo proposto foi realizada por meio de superposição da plotagem dos resultados das simulações sobre os dados experimentais da literatura para o reator PWR TRIGA do CDTN/UFMG. O novo equacionamento resultou em uma compatibilidade adequada entre o modelo proposto e os dados experimentais, com um coeficiente de correlação de 0.9. O novo modelo proposto é uma ferramenta importante para os projetos de sistemas de controle dos reatores de fissão nuclear e pode ser aplicado em trabalhos futuros. Através da Lógica Fuzzy foi possível realizar uma estimativa numérica em relação aos percentuais de nêutrons no reator. Com essa análise, obteve-se um valor de aproximadamente 60% de nêutrons que devem ser emitidos pela fonte primária no Reator e 41% de nêutrons que devem ser absorvidos pelos moderadores.

MEMBROS DA BANCA:
Presidente - 1742695 - JUAN CANELLAS BOSCH NETO
Interno - 1811284 - EDSON ROMANO NUCCI
Externo à Instituição - MARCELO CARDOSO - UFMG