CCS/CAPES
30/04/2019
Formado e graduado em Engenharia Industrial pela University of Moulay Ismail, no Marrocos, com mestrado em Engenharia Nuclear pela Sidi Mohamed Ben Abdellah University, naquele país, Youssef Morghi iniciou seus estudos na área nuclear em 2015, no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), em Minas Gerais.
Em um próximo passo, o bolsista pretende se preparar para as inscrições de pós-doutorado no CDTN, abordando estudos de envelhecimento de componentes do reator triga ipr-r1.
Fale um pouco sobre o seu projeto de
pesquisa.
O objetivo do trabalho era prever, com um simulador, um acidente em uma usina
nuclear do tipo PWR (do inglês Pressurized Water Reactor), que usa
um reator com água pressurizada. Os programas usados para esta simulação são
denominados CFD (fluidodinâmica computacional). O acidente estudado, a perda de
água do circuito primário, (do inglês Loss of Coolant Accident) ou
LOCA, pode ocorrer se uma linha (tubulação) se romper.
Quando isto acontece, a pressão diminui e a água, que antes estava na fase
líquida, passa para a fase de vapor. Para manter o resfriamento do núcleo do
reator, existem sistemas de emergência que injetam água no circuito primário.
Essa água deve entrar em quantidade e velocidade suficiente para “empurrar” o
vapor. Esse fenômeno de interação água/vapor é conhecido como Limitação do
Escoamento Bifásico em Contracorrente (do inglês Countercurrent Flow
Limitation) ou CCFL.
NO CDTN existe um protótipo que tem as mesmas características do circuito primário de uma usina PWR, o Circuito Água-Ar (CAA), onde são realizados experimentos para simular um CCFL. O meu trabalho foi usar a geometria do CAA em programas CFD para simulação numérica e depois comparar os resultados com os valores experimentais. O resultado das simulações apresentou boa concordância com os dados experimentais.
Qual o objetivo da pesquisa?
A pesquisa é sobre o fenômeno de limitação do escoamento em contracorrente, que
pode ocorrer depois de um acidente de perda de refrigeração do reator nuclear
de tipo PWR. O LOCA é um dos acidentes de maior impacto em uma usina desta
natureza. Então durante um LOCA, pode ocorrer a limitação do escoamento em
contracorrente, um fenômeno caracterizado pelo controle que o vapor exerce no
escoamento de água em sentido contrário.
O objetivo deste trabalho é usar a fluidodinâmica computacional para simular o fenômeno de Limitação do Escoamento Bifásico em Contracorrente a partir da geometria do CAA. O uso do CFD vem sendo ampliado e neste cenário estão incluídos alguns programas computacionais, como o OpenFOAMTM e o ANSYS-Fluent.
Como se deu o interesse em trabalhar
com o assunto?
Devido à minha formação eu busquei no Brasil o CDTN. Ali conheci o professor
Amir, que me propôs o tema. Como tenho muita afinidade com a simulação
numérica, fiquei bastante animado com o desafio de trabalhar com essas
ferramentas novas, os CFDs para a área nuclear.
Qual a importância do seu trabalho
para a realidade brasileira? E no âmbito internacional?
Atualmente, no Brasil, existem duas usinas do tipo PWR em operação e uma em
construção. Existe a intenção de construir outras usinas no Nordeste
(Pernambuco). Além disso, o País é a sétima potência em urânio no mundo, tem a
fábrica de elementos combustíveis (INB), em Resende (RJ), está construindo um
submarino de propulsão nuclear, possui reatores de pesquisa, está desenvolvendo
o Reator Multipropósito – que terá produção de radioisótopos para área da
medicina, por exemplo –, além da utilização de fontes radioativas na medicina.
Ou seja, a área nuclear está em crescimento no Brasil.
No mundo, não é diferente. Reatores foram construídos e existem vários em operação. Só nos EUA há, aproximadamente, 100 reatores em operação. O Marrocos também tem um reator de pesquisa e faz planos para a construção de uma usina nuclear.
Qual o papel das usinas nucleares?
Tendo em vista às discussões sobre mudanças climáticas, as usinas nucleares têm
um papel fundamental, porque não emitem gases que contribuem para o aquecimento
global, ocupam pequeno espaço territorial e todo o material usado é tratado
adequadamente: ou seja, a área nuclear é pioneira no ciclo de vida de seus
resíduos, uma vez que ela é responsável por armazenar, tratar e guardar todo o
resíduo gerado, não causando impacto a natureza.
O que a sua pesquisa traz de diferente do que já é visto na literatura?
A partir dos resultados obtidos, foi observado que ambos os programas (OpenFOAMTM e ANSYS-Fluent) são capazes de realizar simulações de CCFL. Os trabalhos feitos com o programa OpenFOAM apresentaram resultados positivos para escoamento em tubo horizontal. Por outro lado, com o ANSYS-Fluent , as simulações foram bem-sucedidas para a geometria completa do circuito água-ar do CDTN. Portanto, a partir dos resultados apresentados será possível validar a utilização de CFD para simulação de CCFL e mostrar que esta inovação traz um benefício econômico, tendo em vista os baixos custos de simulações em relação ao experimental.
Como citar esta notícia: CCS/CAPES. Prevenir acidentes nucleares: o trabalho de um marroquino feito no Brasil. Saense. https://saense.com.br/2019/04/prevenir-acidentes-nucleares-o-trabalho-de-um-marroquino-feito-no-brasil/. Publicado em 30 de abril (2019).
