As simulações numéricas de acidentes em reatores nucleares de pesquisa necessitam de constante aprimoramento, originando metodologias validadas, o que permite aproximar os cálculos numéricos a um comportamento físico. O trabalho proposto consiste em elaborar uma metodologia numérica tridimensional para análise de um acidente tipo perda lenta de vazão, comumente nomeado de SLOFA, do inglês, slow loss of flow accident, para o reator nuclear IEA-R1. Utilizando códigos numéricos para escoamentos tridimensionais (ANSYS CFX®) foi possível observar a dinâmica do escoamento, prever a localização da temperatura máxima do revestimento e o instante da inversão do sentido de escoamento. Sete modelos de turbulência foram analisados individualmente para elaboração da metodologia, porém, inúmeras dificuldades foram observadas no processo de solução para os modelos ZE, EVTE, SSG, k - ε, k - ω, SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solução numérica compatível com solução física, foi o modelo de turbulência k - ω. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a ausência da lei logarítmica de parede e simplicidade na solução das equações de transporte para condição analisada. Os resultados apresentaram alinhamento quantitativo e qualitativo com as curvas de temperatura experimentais. Nas condições de regime permanente quanto para o regime transiente, o desvio máximo observado foi de 3,4°C para temperatura. As curvas de temperatura numérica capturam o mesmo comportamento físico observado nos testes experimentais, tanto no instante da inversão do escoamento, quanto no início da perda dos efeitos do empuxo. Portanto, esta metodologia tridimensional representa um avanço frente aos resultados apresentados pelos códigos unidimensionais reportados na literatura (RELAP, MERSAT, CATHARE) para a mesma base de dados experimental, visto que o desvio médio observado nestes códigos é de 7,2°C.

Numerical analyses for nuclear accidents in research reactors need constant improvement, leading to validate methodologies, bringing numerical calculations closer to physical behaviour. The proposed work consists of the creation of a validated numerical methodology for the analysis of a slow flow loss accident for the IEA-R1 nuclear reactor. To model three-dimensional flows, the numerical code (ANSYS-CFX®), it was possible to observe the flow dynamics and predict the location of the maximum cladding temperature and flow inversion inside the flow channel. Seven turbulence models were individually analyzed to elaborate on the methodology. However, numerous difficulties were observed in the solution process for the ZE, EVTE, SSG, k - ε, k - ω, SST and DES turbulence models. The model that met the requirements, including computational time and numerical solution compatible with the physical solution, was the turbulence model k - ω. Among the justifications for this result is the absence of the logarithmic wall law and simplicity in the solution of the transport equations for the analyzed condition. The results presented a quantitative and qualitative alignment with the experimental temperature database. For both steady-state and transient-state, the maximum deviation observed was 3.4°C for temperature. The numerical temperature curves captured the same physical behaviour observed in the experimental tests, as much as in the moment of the flow inversion and at the beginning of the loss of the buoyancy effects. Therefore, the three-dimensional methodology presented in this work represents an advance over the results presented by the one-dimensional codes reported in the literature (RELAP, MERSAT, CATHARE), considering the same experimental database, since the average deviation observed in these codes is 7.2°C.