Analise termofluidodinamica de reatores nucleares de pesquisa refrigerados a agua em regime de convecção natural

O programa computacional STHIRP-1 (Simulação Termo-Hidráulica de Reatores de Pesquisa), cujos fundamentos são descritos neste trabalho, utiliza os princípios da técnica de subcanais e tem a capacidade de simular, em condições estacionárias e transitórias, os fenômenos térmicos e hidráulicos que ocorrem no núcleo de um reator de pesquisa refrigerado a água sob regime de convecção natural. Os modelos e correlações empíricos necessários para descrição das grandezas do escoamento que não podem ser descritos por relações teóricas foram selecionados de acordo com as características de operação do reator. Apesar de o objetivo primeiro ser o cálculo de reatores de pesquisa, a formulação utilizada para descrever o escoamento do fluido e a condução térmica nos elementos aquecedores é suficientemente geral para estender o uso do programa a aplicações em reatores de potência e a outros sistemas térmicos que tenham as características representadas pelas equações do programa. Para demonstrar a capacidade analítica de STHIRP-1, foram feitas comparações entre resultados calculados e medidos no reator de pesquisa TRIGA IPR-R1 do CDTN/CNEN. Os resultados indicam que o programa reproduz com boa precisão dados experimentais de temperaturas de saída de subcanais. No entanto, resultados experimentais mais consistentes deverão ser usados no futuro para corroborar a validação do programaThe STHIRP-1 computer program, which fundamentals are described in this work, uses the principles of the subchannels analysis and has the capacity to simulate, under steady state and transient conditions, the thermal and hydraulic phenomena which occur inside the core of a water-refrigerated research reactor under a natural convection regime. The models and empirical correlations necessary to describe the flow phenomena which can not be described by theoretical relations were selected according to the characteristics of the reactor operation. Although the primary objective is the calculation of research reactors, the formulation used to describe the fluid flow and the thermal conduction in the heater elements is sufficiently generalized to extend the use of the program for applications in power reactors and other thermal systems with the same features represented by the program formulations. To demonstrate the analytical capacity of STHIRP-1, there were made comparisons between the results calculated and measured in the research reactor TRIGA IPR-R1 of CDTN/CNEN. The comparisons indicate that the program reproduces the experimental data with good precision. Nevertheless, in the future there must be used more consistent experimental data to corroborate the validation of the progra