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Use este identificador para citar ou linkar para este item: https://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/33539

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dc.contributor.advisorLIMA, Fernando Roberto de Andrade-
dc.contributor.authorCADIZ, Luís Felipe Serra-
dc.date.accessioned2019-09-23T22:13:07Z-
dc.date.available2019-09-23T22:13:07Z-
dc.date.issued2018-12-05-
dc.identifier.urihttps://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/33539-
dc.description.abstractO 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.pt_BR
dc.description.sponsorshipComissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN)pt_BR
dc.language.isoporpt_BR
dc.publisherUniversidade Federal de Pernambucopt_BR
dc.rightsopenAccesspt_BR
dc.rightsAttribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Brazil*
dc.rights.urihttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/br/*
dc.subjectEngenharia nuclearpt_BR
dc.subjectFSApt_BR
dc.subjectSimilaridadept_BR
dc.subjectAP-1000pt_BR
dc.subjectLOCApt_BR
dc.subjectConvecção naturalpt_BR
dc.titleDefinição 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 fracionalpt_BR
dc.typedoctoralThesispt_BR
dc.contributor.advisor-coSILVA, Mário Augusto Bezerra da-
dc.contributor.authorLatteshttp://lattes.cnpq.br/1771555403244332pt_BR
dc.publisher.initialsUFPEpt_BR
dc.publisher.countryBrasilpt_BR
dc.degree.leveldoutoradopt_BR
dc.contributor.advisorLatteshttp://lattes.cnpq.br/9870663748100803pt_BR
dc.publisher.programPrograma de Pos Graduacao em Tecnologias Energeticas e Nuclearpt_BR
dc.description.abstractxThe present work develops and analyzes the main parameters of a test section with estimated pressure of 2,5MPa for two distinct purposes: a) to analyze the possibility of natural convection in the event of a failure of the pumping system; b) analyze the depressurising in accidents with loss of Coolant Accident (LOCA). For this realization, a combination of laws of basic similarity to the phenomenon of natural convection and an innovative scale methodology, known as Fractional Scaling Analysis (FSA), was developed. The FSA is used to provide experimental data that generate quantitative evaluation criteria as well as operational parameters in thermal and hydraulic processes of nuclear power plants. The depressurising is analyzed when a rupture occurs in one of the pipes of the primary system of the nuclear reactor AP-1000, with operating pressure of 15,5MPa. This reactor is developed by Westinghouse Electric Co., which is a Pressurized Water Reactor (PWR) with an electric power equal to 1000MW. It is endowed with a passive safety system that promotes considerable improvements in the safety, reliability, protection and cost reduction of a nuclear power plant.pt_BR
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