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Mémoire de Maîtrise
DOI
https://doi.org/10.11606/D.85.2023.tde-05062023-141937
Document
Auteur
Nom complet
Daniel Silva de Mello Carvalho
Adresse Mail
Unité de l'USP
Domain de Connaissance
Date de Soutenance
Editeur
São Paulo, 2023
Directeur
Jury
Mattar Neto, Miguel (Président)
Driemeier, Larissa
Pavanello, Renato
Titre en portugais
Simulações numéricas de testes de queda livre de modelo em escala 1:2 de embalagem de transporte de elemento combustível irradiado de reator nuclear de pesquisa
Mots-clés en portugais
absorção de impacto
contatos de atrito
dinâmica não-linear de estruturas
método dos elementos finitos
Resumé en portugais
Parte essencial do desenvolvimento e operação da indústria nuclear, seja produção de energia seja de pesquisa, ocorre através do transporte de elementos combustíveis. Tanto órgãos nacionais como internacionais, detém normas e instruções de engenharia que regulamentam projetos de embalagens de transporte de combustível nuclear. Dessa forma, é descrito especificamente a que condições acidentais o projeto deve suportar e, portanto, um conjunto de testes deve ser aplicado contemplando essas situações. Um dos testes mais importantes é o teste de queda livre de nove metros sobre superfície rígida, onde após o impacto a embalagem mantenha a integridade estrutural e funcional de seus componentes, ou seja, deve garantir a blindagem à radiação e evitar vazamento de material radioativo. O avanço computacional e a evolução de ferramentas de análises permitiram economizar tempo e recursos, e este trabalho apresenta as bases de simulações numéricas para testes de queda livre das embalagens. Através de análises distintas foram discutidos os principais parâmetros de controle dos fenômenos conhecidos, como a deformação plástica, as propriedades dos contatos e a absorção de energia de forma qualitativa. Em seguida, um caso de estudo de modelo em escala 1:2 do conceito de embalagem de transporte foi constituído através de ferramentas de modelagem e cálculo como o ANSYS LS-DYNA. Os resultados das análises confirmaram os fenômenos esperados para o ensaio adequadamente e permitiram comparar configurações diferentes quando se tratar do uso de materiais ortotrópicos. O caso de estudo reproduziu satisfatoriamente o comportamento dos testes de queda livre de 9 m descritos.
Titre en anglais
Numerical simulations of drop tests of 1:2 scale model of research nuclear reactor spent fuel element transport packaging
Mots-clés en anglais
finite element method
friction contacts
impact absorption
nonlinear dynamics of structures
Resumé en anglais
An essential part of the development and operation of the nuclear industry, whether energy production or research, takes place through the transport of fuel elements. Both national and international institutions have standards and engineering instructions that regulate nuclear fuel transport packaging projects. In this way, it is specifically described what accidental conditions the project must withstand and, therefore, a set of tests that must be performed considering these situations. One of the most important tests is the nine-meter free fall test on a rigid surface, where the packaging must not structurally compromise its components, that is, it must guarantee radiation shielding and prevent leakage of radioactive material. Computational advances and the evolution of analysis tools allowed saving time and resources, and this work presents the bases of numerical simulations for drop testing of packaging. Through different analyses, the main control parameters of known phenomena were discussed, such as plastic deformation, contact properties and energy absorption in a qualitative way. Then, a 1:2 scale model case study of the transport packaging concept was constructed using modeling and calculation tools such as ANSYS LS-DYNA. The results of the analyzes adequately confirmed the expected phenomena for the test and allowed comparing different configurations when dealing with the use of orthotropic materials. The case study satisfactorily reproduced the behavior of the 9 m drop tests described.
 
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Date de Publication
2023-06-13
 
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