Utilização do método MAT para a análise do limite de ebulição nucleada em subcanais de feixes de varetas

Abstract

O programa digital PANTERA-IP, uma nova versão do código COBRA-IIIC desenvolvida no CDTN durante a realização deste trabalho, destina-se ã análise termo-hidráulica de feixes de varetas e do núcleo de reatores refrigerados a água, em condições estacionárias e transitórias. As capacidades de avaliação das variáveis do fluido são idênticas em ambos os programas. Entretanto, PANTERA-IP tem um desempenho melhor e é mais rápido do que COBRA-IIIC. As modificações introduzidas no esquema de solução das equações de conservação contribuiram para reduzir sensivelmente o tempo de processamento, sem afetar a precisão dos resultados. Enquanto as equações do momento linear são resolvidas no COBRA-IIIC para a distribuição de vazões transversais, o programa PANTERA- 1P resolve estas equações para a distribuição de pressão utilizando o método MAT ("Modified and Advanced Theta"). O cálculo da matriz dos coeficientes da equação da pressão foi otimizado e o sistema de equações lineares resolvido, opcionalmente, com o método de eliminação transcosta com área de memória reduzida ou com o método de aproximações sucessivas. O programa apresenta outras inovações, especialmente no modelo de condução térmica para as varetas combustíveis e nas opções para cálculo do fluxo de calor crítico. Um novo esquema de entrada e saída de dados permite a utilização opcional das unidades do Sistema Británico ou do Sistema Internacional. Resultados calculados pelo programa são comparados com dados experimentais de fluxo de calor crítico obtidos em feixes de varetas simulando condições de reatores e com resultados de COBRAIIIC. Ê observada uma boa concordância com os dados experimentais e um excelente acordo entre os dois códigos.