Uma metodologia termo-fluido-dinâmica computacional para avaliação de reatores que operam a altíssimas temperaturas com leitos de combustíveis esféricos

Abstract

O crescimento da população mundial, a dependência dos combustíveis fósseis, a crescente demanda de energia por parte dos países em desenvolvimento, e os problemas associados à emissão de gases de efeito estufa, são algumas das razões pelas quais a sociedade procura melhorar as tecnologias de produção de energia existentes. A energia nuclear com a nova Geração IV de reatores nucleares oferece uma solução para enfrentar o problema do crescimento da demanda mundial de energia. Esta tecnologia não emite gases de efeito estufa e permite construir usinas de potência elevada ou de pequenas potências, um aspecto que supera a maioria das fontes renováveis de energia. Outrossim, contribui satisfatoriamente com os avanços na sustentabilidade, segurança, confiabilidade e resistência à proliferação de armas nucleares. O Reator de Temperatura Muito Alta (VHTR) é um dos candidatos da próxima geração de reatores nucleares, de acordo com a IAEA. Prever o desempenho termoidráulico de reatores de temperatura alta é uma contribuição importante para o desenvolvimento da tecnologia. A avaliação do comportamento termoidráulico de estados estacionários e transitórios do reator de teste de temperatura alta de leito de bolas refrigerado a gás HTR-10, foi um desafio proposto à comunidade científica internacional pela IAEA. Este trabalho propõe uma metodologia para o estudo termoidráulico de estados estacionários e transitórios de reatores nucleares de temperatura muito alta de leito de bolas refrigerados a gás, a partir de modelagem termoidráulica computacional tridimensional em escala real. Análises dos principais parâmetros termoidráulicos: temperatura dos elementos combustíveis, do refrigerante, dos elementos estruturais, velocidades e pressões foram realizadas. Estas análises foram realizadas a partir de estudos comparativos com dados experimentais e com dados obtidos por outros códigos computacionais. Foi comprovada a capacidade de predição dos principais parâmetros termoidráulicos a partir de dois modelos computacionais, um “modelo simplificado”, com menor utilização de recursos computacionais que permite obter uma descrição aceitável da termoidráulica do reator HTR-10 e um segundo modelo mais abrangente, nomeado “modelo integral” que permite a determinação dos principais parâmetros termoidráulicos com uma maior exatidão a custo de maior utilização dos recursos computacionais. Também foram avaliados os principais parâmetros termoidráulicos do reator HTR-10 durante o acidente postulado de falha do circulador de hélio (ATWS). Com a metodologia e o uso do modelo integral foram capturados os efeitos transitórios, de acordo com os experimentos, que demostram a segurança passiva que dispõe este reator de temperatura alta de leito de bolas refrigerado a gás.