Análise termo hidraulica de reatores agua pressurizada

Abstract

O programa digital PANTERA destina-se â análise termo-hidráulica do núcleo de reatores a água pressurizada (PWR). Ele resulta de modificações no código COBRA-IIIC, pela introdução de um novo modelo de condução térmica para as varetas com bustiveis. Os resultados calculados pelo programa são comparados com dados experimentais obtidos de feixes de varetas, simulando condições de reatores. A validade do novo modelo térmico ê também investigada. O programa PANTERA, através de um procedimento simplificado de cálculo, ê utilizado para a análise t_rmo-hidrãulica do núcleo do reator Indian Point, Unidade n9 2 em condições estacionárias. Os resultados são discutidos e comparados com os dados de projeto.