Modelagem e simulação dinâmica do circuito primário de uma usina nuclear com reator com água pressurizada (PWR)
Carregando...
Data
2026-08-07
Título da Revista
ISSN da Revista
Título de Volume
Editor
Resumo
O crescente consumo de eletricidade e a necessidade de reduzir as emissões de gases de efeito estufa têm reforçado o papel da energia nuclear como uma alternativa estratégica para a transição energética, tornando fundamental o desenvolvimento de ferramentas capazes de representar o comportamento dinâmico de usinas nucleares durante condições transientes. Nesse contexto, este trabalho teve como objetivo desenvolver um modelo matemático dinâmico do circuito primário de uma usina nuclear do tipo Reator de Água Pressurizada (PWR), abrangendo o núcleo do reator, o pressurizador e o gerador de vapor, de modo a representar a interação entre os principais fenômenos neutrônicos, térmicos e hidráulicos do sistema. A modelagem foi baseada na aplicação dos princípios de conservação de massa e energia, na cinética pontual de nêutrons e em modelos concentrados descritos na literatura, sendo implementada no ambiente MATLAB®/Simulink®. Para avaliar o desempenho do modelo, foram realizadas simulações de um transiente de inserção de reatividade, cujos resultados foram comparados com dados de referência disponíveis na literatura. As variáveis simuladas apresentaram comportamento coerente com os fenômenos físicos esperados, reproduzindo adequadamente a resposta dinâmica da potência nuclear, das temperaturas do combustível e do refrigerante e das condições térmicas do gerador de vapor. Dessa forma, o trabalho disponibiliza uma base computacional consistente capaz de apoiar estudos de análise de transientes, avaliação de fenômenos termohidráulicos e desenvolvimento de modelos mais completos para reatores PWR.
Resumen
El creciente consumo de electricidad y la necesidad de reducir las emisiones de gases de efecto invernadero han reforzado el papel de la energía nuclear como alternativa estratégica para la transición energética, haciendo esencial el desarrollo de herramientas capaces de representar el comportamiento dinámico de las centrales nucleares durante condiciones transitorias. En este contexto, este trabajo tuvo como objetivo desarrollar un modelo matemático dinámico del circuito primario de una central nuclear de reactor de agua a presión (PWR), que abarca el núcleo del reactor, el presurizador y el generador de vapor, para representar la interacción entre los principales fenómenos neutrónicos, térmicos e hidráulicos del sistema. El modelado se basó en la aplicación de los principios de conservación de masa y energía, cinética de neutrones puntuales y modelos concentrados descritos en la literatura, y se implementó en el entorno MATLAB®/Simulink®. Para evaluar el rendimiento del modelo, se realizaron simulaciones de un transitorio de inserción de reactividad y los resultados se compararon con datos de referencia disponibles en la literatura. Las variables simuladas exhibieron un comportamiento consistente con los fenómenos físicos esperados, reproduciendo adecuadamente la respuesta dinámica de la potencia nuclear, las temperaturas del combustible y del refrigerante, y las condiciones térmicas del generador de vapor. Por lo tanto, este trabajo proporciona una base computacional consistente capaz de respaldar estudios de análisis transitorio, evaluación de fenómenos termohidráulicos y el desarrollo de modelos más completos para reactores PWR.
Abstract
Rising electricity consumption and the need to reduce greenhouse gas emissions have reinforced the role of nuclear energy as a strategic alternative for the energy transition, making it essential to develop tools capable of representing the dynamic behavior of nuclear power plants during transient conditions. In this context, this study aimed to develop a dynamic mathematical model of the primary circuit of a Pressurized Water Reactor (PWR) nuclear power plant—encompassing the reactor core, pressurizer, and steam generator—to represent the interaction among the system’s key neutronic, thermal, and hydraulic phenomena. The modeling was based on the application of mass and energy conservation principles, point neutron kinetics, and lumped-parameter models found in the literature, and was implemented in the MATLAB®/Simulink® environment. To evaluate the model’s performance, simulations of a reactivity insertion transient were conducted, and the results were compared with reference data from the literature. The simulated variables exhibited behavior consistent with expected physical phenomena, accurately reproducing the dynamic response of nuclear power, fuel and coolant temperatures, and the thermal conditions of the steam generator. Thus, this work provides a robust computational foundation capable of supporting studies on transient analysis, the evaluation of thermal-hydraulic phenomena, and the development of more comprehensive models for PWR reactors.
Descrição
Trabalho de Conclusão de Curso apresentado ao Instituto Latino-Americano de Tecnologia, Infraestrutura e Território da Universidade Federal da Integração Latino-Americana, como requisito parcial à obtenção do título de Bacharel em Engenharia de Energia.