ANÁLISE DO ACIDENTE DE PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO DEVIDO A QUEBRA DA LINHA DE SURTO DO PRESSURIZADOR DA USINA NUCLEAR ANGRA 2

Eduardo Madeira Borges; Thadeu das Neves Conti; Gaianê Sabundjian; Andrea Sanchez

doi:10.12957/ric.2020.44530

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Eduardo Madeira Borges

Thadeu das Neves Conti
http://orcid.org/0000-0001-6155-0637

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
Brasil

Pesquisador da área de análise de acidentes em reatores nucleares de potência, do Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN/CNEN-SP. Professor das disciplinas TNR5764 - Fundamentos de Tecnologia Nuclear-Reatores e TNR5722 Reatores de Potência I da pós-graduação do IPEN/USP.

Gaianê Sabundjian

Andrea Sanchez

Palavras-chave Angra 2 Análise de segurança Avaliação sistemática Código RELAP5. DBO Desempenho térmico Efluentes industriais, estatística, eficiência, controle Estatística Multivariada Material particulado fino, qualidade do ar, rodovias, MP2,5 Pellet, Praia arenosa, Frente fria, Fontes emissoras. Poluição Atmosférica Poluição atmosférica, biomonitoramento, plantas bioindicadoras, efeitos da poluição Qualidade do Ar Reator nuclear Streeter-Phelps Transport, integrated metro-bus system, Mathematica autodepuração coeficiente de desoxigenação corpo receptor emissões veiculares, inspeção ambiental veicular, políticas de controle veicular, qualidade do ar taxa de aplicação superficial, carga orgânica volumétrica, taxa de aplicação orgânica, tempo de detenção hidráulica, profundidade.

ANÁLISE DO ACIDENTE DE PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO DEVIDO A QUEBRA DA LINHA DE SURTO DO PRESSURIZADOR DA USINA NUCLEAR ANGRA 2

Eduardo Madeira Borges, Thadeu das Neves Conti, Gaianê Sabundjian, Andrea Sanchez

Resumo

O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% da tubulação e representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2, utilizadas nesta simulação, funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).