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Orientadores: Roger Josef Zemp, Paulo de Carvalho Tofani Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica Resumo: A limitação do escoamento em contracorrente, ou inundação, fenômeno caracterizado pelo controle que um gás exerce no escoamento de um líquido em sentido contrário, desempenha papel importante em diversos equipamentos das engenharias química e mecânica (condensador de refluxo, colunas recheio, tubos de calor etc.). Mais recentemente, o fenômeno tem recebido atenção especial da área nuclear devido à sua influência no comportamento termo fluido dinâmico de um reator nuclear durante um acidente de perda de refrigerante. A maioria dos estudos experimentais e analíticos sobre a inundação foi executada em tubos verticais. Menor atenção por parte dos pesquisadores tem recebido as geometrias mais complexas como as constituídas por canais de escoamento anulares, com placas perfuradas e, especialmente, aqueles constituídos de tubos horizontal e inclinado conectados por uma curva, como a "perna quente" dos reatores nucleares refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR). Para melhor subsidiar as análises deste fenômeno, foi conduzido no CDTN/CNEN uma série de experimentos em seções de teste em acrílico com a mesma forma geométrica da "perna quente" de um PWR. Nestes experimentos, o escoamento em contracorrente foi estabelecido com injeção de água pela extremidade superior da tubulação inclinada e de ar através da outra extremidade da seção. Com incursão gradual ascendente na velocidade do ar para níveis de injeção de água preestabelecidos, foram determinadas as velocidades de início de arraste da água pelo ar, de início de arraste total e, durante a redução gradativa da velocidade do ar, as velocidades dos fluidos relativas à fase de inundação, quando a penetração da água é controlada pelo escoamento do ar. Com o objetivo de se avaliar as influências das características geométricas do canal de escoamento, foram realizados experimentos com diferentes comprimentos horizontais e inclinados, inclinações do duto inclinado, alturas hidrostáticas acima da extremidade superior e diâmetros da seção de testes. Os resultados experimentais mostraram uma dependência do inicio do arraste com a taxa de injeção água e com as características geométricas da seção de testes. Para uma geometria defmida, na condição de inundação, os pontos experimentais seguem uma curva característica até o início do arraste total assim como, na redução da vazão de ar, até o retomo à precipitação total, que independente da taxa de água injetada. Variações (:t 20°) em tomo de 50° na inclinação pouco afetam o comportamento da curva de inundação. Foi constatado ainda que, para uma mesma velocidade de ar, o aumento do comprimento horizontal ou do inclinado da seção provoca o aumento do arraste de água. O levantamento das influências dos parâmetros geométricos da seção de testes no comportamento da inundação gerou uma nova correlação para o fenômeno Abstract: The Countercurrent Flow Limitation (CCFL), or flooding, is characterized by the restraint imposed by a gas on a countercurrent liquid flow. The phenomenon plays important role in several equipment in the chemical and mechanical engineerings (reflux condensator, packed columns, heat pipes). More recently the phenomenon has received special attention by the nuclear area due to its influence in the thermal-hydraulic behavior of a nuclear reactor during a postulated loss of coolant accident. Most of the experimental and analytical studies about the flooding was performed in vertical ducts. The more complex geometries, such as annular channels, or channels with perforated plates and, especially, those which are constituted by a horizontal pipe connected to an inclined riser, as the hot leg of the Pressurized Water Reactors - PWR, have received little attention by the researchers. To subsidize the analyses of this phenomenon, experiments in test sections with the same geometric form of the hot leg of a PWR were carried in CDTN/CNEN. In these experiments, the countercurrent flow was established with water injection in the upper extremity of the inclined pipe associated to air injection through the other extremity of the test section. With ascending and gradual air flow rate, for specific water flow rates, the air velocities at the onset of flooding and at the onset of total water carryover were measured. During an air flow rate reduction phase, the relative fluids velocities in the flooding phase, when the water penetration is controlled by the air in countercurrent, were also determined. In order to evaluate the influence of the geometric characteristics of the test section, experiments with different horizontal and inclined lengths, inclinations of the inclined riser, water head above the upper extremity and diameters of the test section, were also performed. The experimental results showed that the onset of flooding is a complex function of water flow late injection and depends on the geometry of the test section. For a specific geometry, in the flooding condition, the experimental points follow a characteristic curve ITom the onset of the total carryover until the total water precipitation. These flooding curve was found to be independent of the injected water flow rate. The imposed variations (:t 20) around 50° in inclination of the inclined riser produced negligible effects in the flooding curve. It was also verified that, for a same air velocity, a longer horizontal or inclined length induces an increase in the carryover water. This study proposes a new flooding correlation considering the influence of the geometrical parameters Doutorado Sistemas de Processos Químicos e Informática Doutor em Engenharia Química

Orientador: Elias Basile Tambourgi Tese (doutorado) - Universidade Estadual de CAmpinas, Faculdade de Engenharia Quimica Resumo: O conhecimento da autodifusão do urânio no combustível nuclear 'UO IND. 2¿ apresenta grande interesse nas áreas de fabricação e de previsão de desempenho do combustível sob irradiação. Neste trabalho é descrita uma nova metodologia para a medida direta da autodifusão do urânio no 'UO IND. 2¿ através da utilização do isótopo 'U ANTPOT. 235¿ como traçador, e a determinação dos perfis de difusão por espectrometria de massa de íons secundários (SIMS). Os estudos foram conduzidos em monocristais e policristais de 'UO IND. 2¿. As experiências de difusão em monocristais foram realizadas em uma atmosfera redutora de 'H IND. 2¿, entre 1498 e '1697 GRAUS¿C. Os coeficientes de difusão do urânio no 'UO IND. 2¿, em volume, podem ser descritos pela seguinte relação de Arrhenius: D('cm POT. 2¿/s) = 8,54x¿10 POT. ¿7¿exp[-4,4(eV)/kT]. Esse resultado é muito menor do que aqueles previamente determinados para outros autores. Isto pode ser atribuído a numerosos fatores, tais como estequiometria, qualidade da amostra e técnica utilizada na determinação do coeficiente de difusão. Os estudos com policristais foram realizados nas mesmas condições experimentais dos monocristais. Nestas condições, a difusividade do urânio que prevalece na pastilha de 'UO IND. 2¿ policristalina corresponde à difusão intergranular do tipo B... Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital Abstract: Not informed. Doutorado Sistemas de Processos Químicos e Informática Doutor em Engenharia Química

Orientadores: Roger Josef Zemp, Paulo de Carvalho Tofani Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica Resumo: O programa computacional P ANTERA-2 (Programa para Análise Termo-hidráulica de Reatores a Água, Versão 2), cujos fundamentos são descritos neste trabalho, efetua a análise por subcanais de feixes de varetas em conjunção com a simulação de múltiplos circuitos. O programa resolve simultaneamente as equações de conservação da massa, dos momentos axial e lateral e da energia para a geometria de subcanais acopladas com as equações de balanço que descrevem o escoamento de um fluido em um número arbitrário de circuitos de remgeração conectados a um vaso de pressão que contém o feixe. Atendo-se à formulação de subcanais, a estratégia computacional básica de P ANTERA-2 provém dos códigos COBRA, mas um método implícito alternativo de solução orientado para o campo de pressões é usado para resolver as aproximações de diferenças finitas das leis de balanço. Os resultados previstos pelo modelo de subcanais compreendem as distribuições de densidades, entalpias, vazões de massa e pressões nos subcanais. O modelo de circuitos prevê as vazões nos circuitos individuais, a vazão total através do vaso de pressão e as velocidades de rotação das bombas em função do tempo subseqüente à falha de qualquer número das bombas de circulação. Os transitórios de vazão nos circuitos podem ser ocasionados pelas perdas de potência elétrica, ruptura de eixos e travamento de rotores das bombas. As variações nas velocidades de rotação das bombas em função do tempo são determinadas através de um balanço de torques. A altura de recalque e o torque hidráulico das bombas são calculadas em função da velocidade e da vazão com duas curvas homólogas polares fornecidas ao programa na forma tabular. Para ilustrar a capacidade analítica de P ANTERA-2, três problemas-exemplo são apresentados e discutidos. Comparações entre resultados calculados e medidos indicam que o programa reproduz com boa precisão dados experimentais de temperaturas de saída de subcanais e de fluxos de calor críticos em feixes de 5x5 varetas. Observa-se támbém uma boa concordância entre as curvas teóricas previstas por P ANTERA-2 e valores medidos para as velocidades de rotação das bombas e vazões de massa nos circuitos primários da central nuclear Angra-2, quando suas quatro bombas principais são simultaneamente desligadas para simular o evento de declínio de vazão. Palavras-chave: análise por subcanais, código de subcanais, códigos cobra, análise de circuitos de escoamento, acidente de falha de bombas Abstract: PANTERA-2 (from Programa para Análise Termo-hidráulica de Reatores a ÁguaProgram for Thermal-hydraulic Analysis of Water Reactors, Version 2), whose fundamentals are described in this work, is intended to carry out rod bundle subchannel analysis in conjunction with multiloop simulation. It solves simultaneously the conservation equations of mass, axial and lateral momentum, and energy for subchannel geometry coupled with the balance equations that describe the fluid flows in any number of coolant loops connected to A pressure vessel containing the rod bundle. As far as subchannel analysis is concemed, the basic computational strategy of P ANTERA-2 comes from COBRA codes, but an altemative implicit solution method oriented to the pressure field has been used to solve the finitedifference approximations for the balance laws. The results provided by the subchannel mode1 comprise the fluid density, enthalpy, flow rate, and pressure fields in the subchannels. The loop model predicts the individualloop flows, total flow through the pressure vessel, and pump rotational speeds as a function of time subsequent to the failure of any number of the coolant pumps. The flow transients in the loops may initiated by partial, total or sequentialloss of electric power to the operating pumps. Transient events caused by either shaft break or rotor locking may also be simulated. The changes in rotational speed of the pumps as a function of time are determined from a torque balance. Pump dynamic head and hydraulic torque are calculated as a function of rotational speed and volumetric flow from two polar homologous curves supplied to the code in the tabular form In order to illustrate the analytical capability of P ANTERA-2, three sample problems are presented and discussed. Comparisons between calculated and measured results indicate that the program reproduces with a good accuracy experimental data for subchannel exit temperatures and critical heat fluxes in 5x5 rod bundles. It is also observed a good correspondence between the theoretical curves predicted by P ANTERA-2 and measured values for pump rotational speeds and mass flow rates in the primary loops of Angra-2 nuclear power plant, when the four main coolant pumps are simultaneously switched off to simulate the flow decline evento Doutorado Sistemas de Processos Químicos e Informática Doutor em Engenharia Química

Orientador: Elias Basile Tambourgi Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica Resumo: Este trabalho teve como objetivo o desenvolvimento de modelos de equilíbrio dos sistemas individuais e binário para representação da distribuição dos elementos terras raras, térbio e disprósio, entre as fases aquosa e orgânica no processo de extração por solvente. Estudou-se uma faixa de concentração de térbio e disprósio em equilíbrio nas fases aquosa e orgânica entre 0,00 - 0,15 mol/l e acidez entre 0,30 - 1,20 mol/l, baseado nas características de um licor industrial proveniente do processamento de monazita. Para a estimativa dos parâmetros dos modelos propostos, levantou-se uma série de dados de equilíbrio através da seleção de metodologias adequadas à determinação das concentrações de equilíbrio e à realização dos testes experimentais. Os modelos de equilíbrio dos sistemas individuais e binário propostos apresentam uma capacidade preditiva satisfatória, tendo em vista que os erros associados a estes modelos são da ordem de 1% e 3 %, respectivamente. Entretanto, tornou-se necessário a divisão dos dados de equilíbrio em regiões distintas de concentração de terras raras na fase aquosa. Ressalta-se que devido a natureza empírica dos modelos obtidos, estes devem ser aplicados apenas dentro das faixas de concentrações experimentadas Abstract: Not informed. Mestrado Sistema de Processos Químicos e Informatica Mestre em Engenharia Química