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Coleção Digital
Título: SARDAN - ONE PROGRAM TO TRANSIENT SIMULATION IN TYPICAL PWR NUCLEAR POWER PLANTS Autor: RODOLFO LUIZ PEIXOTO DE MATTOS SANTOS
Instituição: PONTIFÍCIA UNIVERSIDADE CATÓLICA DO RIO DE JANEIRO - PUC-RIO
Colaborador(es):
PEDRO CARAJILESCOV - ADVISOR
Nº do Conteudo: 18939
Catalogação: 10/01/2012 Idioma(s): PORTUGUESE - BRAZIL
Tipo: TEXT Subtipo: THESIS
Natureza: SCHOLARLY PUBLICATION
Nota: Todos os dados constantes dos documentos são de inteira responsabilidade de seus autores. Os dados utilizados nas descrições dos documentos estão em conformidade com os sistemas da administração da PUC-Rio.
Referência [pt]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18939@1
Referência [en]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18939@2
Referência DOI: https://doi.org/10.17771/PUCRio.acad.18939
Resumo:
Título: SARDAN - ONE PROGRAM TO TRANSIENT SIMULATION IN TYPICAL PWR NUCLEAR POWER PLANTS Autor: RODOLFO LUIZ PEIXOTO DE MATTOS SANTOS
Nº do Conteudo: 18939
Catalogação: 10/01/2012 Idioma(s): PORTUGUESE - BRAZIL
Tipo: TEXT Subtipo: THESIS
Natureza: SCHOLARLY PUBLICATION
Nota: Todos os dados constantes dos documentos são de inteira responsabilidade de seus autores. Os dados utilizados nas descrições dos documentos estão em conformidade com os sistemas da administração da PUC-Rio.
Referência [pt]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18939@1
Referência [en]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18939@2
Referência DOI: https://doi.org/10.17771/PUCRio.acad.18939
Resumo:
In a PWR nuclear power plant design it`s necessary to verify that, in many operation conditions, at steady state or transients, its components conditions are always below design limits.
In this work, is developed a code in FORTRAN-IV language that simulates primary loop behavior of a typical PWR power plant in condition II transients, in particular the accidents of uncontrolled rod cluster control assembly bank withdrawal, rod cluster control assempbly drop and uncontrolled boron dilution. In this model are treated the reactor core, the hot-leg with a pressurizer coupled, the steam generator and the cold-leg. The results obtained are plotted against that of the final safety and analysis report of the Almirant Álvaro Alberto plant, unity Angra-I (FSAR), and considered satisfactory.
| Descrição | Arquivo |
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