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Numerical Modeling of Flow through Perforated Fuel Rod Plates Using CFX Code

This study focuses on modeling flow through perforated plates in nuclear fuel assemblies, utilizing CFX code for analysis. The research explores different aspects of flow behavior in nuclear fuel elements, with emphasis on plate-type fuel rods. The project aims to enhance understanding of fluid dynamics within nuclear fuel elements and optimize design for improved performance. Ongoing under the guidance of Advisor Moysés.

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Numerical Modeling of Flow through Perforated Fuel Rod Plates Using CFX Code

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Presentation Transcript

  1. Temas propostos para trabalhos de fim de curso: Modelagem numérica de escoamento através de placas perfuradas presentes em bocais de elemento combustível nuclear do tipo feixe utilizando o código CFX (Em andamento) - Orientador : Moysés. Modelagem numérica de escoamento em elemento combustível nuclear do tipo placa utilizando o código CFX - Orientador : Moysés Modelagem numérica da piscina do reator TRIGA do CDTN utilizando o código CFX - Orientador : Moysés Estudo da limitação do escoamento em contracorrente (countercurrent flow limitation CCFL) na “perna quente” do reatores PWR (Experimental) - Moysés Estudo de acidentes de perda de refrigerantes em um reator tipo ANGRA 2, usando o código RELAP5 – Orientador : Ivan Estudo de escoamentos em feixe de varetas - Orientador : Marcelo Estudo experimental sobre ebulição confinada - Orientador : Antônio Carlos Modelagem numérica das tensões em tubulação devidas à estratificação térmica - Orientador : Luiz Leite Estudo experimental das tensões em tubulações devidas à estratificação térmica – Orientador : Luiz Leite Temas para cooperação/EC3

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