Transient 3D heat transfer analysis up to Dryout in fuel rods

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Paulo Augusto Berquó de Sampaio
Renato Raoni Werneck Affonso
Maria de Lourdes Moreira
Rodolfo Ienny Martins

Resumo

In this research we analyze the coupled transient heat transfer problem consisting of a nuclear reactor's fuel rod and its intrinsic coolant channel, through the development of a computer code written in Fortran and based on the finite element method. Our physical model has as basis a three-dimensional fuel rod coupled to a one-dimensional coolant channel. A homogeneous mixture is used to represent the two-phase flow in the coolant channel. The coupled heat transfer problem is solved in a segregated manner through an iterative method. As case studies, we present analyses concerning the behavior of the hottest fuel rod in a Pressurized Water Reactor, during a shutdown in which the residual heat removal system is lost (loss of the reactor's coolant pumps). These studies contemplate cases where the condition of the fuel rod's cladding is ideal or presents ballooning. Analyses are also performed for two circumstances of positioning of the fuel inside the rod: concentric and eccentric. We obtained as results that the eccentricity in the fuel of a fuel rod causes higher temperatures to appear on the side of the cladding to which the fuel dislocates. A situation that reverses in the fuel, with the temperature increasing in the opposite direction of the displacement. We also found that the ballooning causes local effects of critical consequence, with the melting temperature of the UO2 being exceeded even in cases of balloonings of modest dimensions. All the simulations presented the Dryout phenomenon at the same height of the fuel rod and at similar instants of time.

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Seção
Nuclear Reactor Engineering and Technology
Biografia do Autor

Paulo Augusto Berquó de Sampaio, Instituto de Engenharia Nuclear

Possui graduação em Engenharia Mecânica com ênfase nuclear pela Universidade Federal do Rio de Janeiro (1982), mestrado em Engenharia Nuclear e Planejamento Energético pela Universidade Federal do Rio de Janeiro (1985) e doutorado em Engenharia Civil - University of Wales (Swansea) (1991). É pesquisador titular III da Comissão Nacional de Energia Nuclear, colaborador da Fundação de Amparo à Ciência e Tecnologia do Estado de Pernambuco, colaborador - Fondo para la Investigación Científica y Tecnológica (Argentina) e bolsista de produtividade em pesquisa do Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq). É consultor acadêmico da CAPES/MEC (área interdisciplinar). É docente fundador e primeiro coordenador do programa de pós-graduação em ciência e tecnologia nucleares do Instituto de Engenharia Nuclear-CNEN. Tem experiência na área de Engenharia Mecânica, com ênfase em Fenômenos de Transporte, atuando principalmente nos seguintes temas: fluidodinâmica computacional, termohidraulica de reatores, tecnologia de reatores e método dos elementos finitos. Tem atuado em bancas examinadoras e em bancas de comissões julgadoras de 7 programas de pós-graduação nas áreas de engenharia nuclear, civil e mecânica. Tem participado de encontros e congressos técnico-científicos no Brasil e no exterior, com trabalhos apresentados em eventos nos Estados Unidos, Grã-Bretanha, Alemanha, Espanha, França, Itália, Bélgica, Japão e Coréia do Sul. A produção científica do pesquisador é amplamente citada na literatura internacional, em livros de referência da área de elementos finitos aplicados à fluidodinâmica computacional, e em mais de 40 diferentes títulos de périódicos indexados no Science Citation Index (SCI). É Vice-Coordenador do Instituto Nacional de Ciência e Tecnlogia (INCT) de Reatores Nucleares Inovadores. É Diretor do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN/CNEN). É membro do Comitê Diretor do Empreendimento RMB (Reator Multipropósito Brasileiro)