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Type: TESE
Title: Investigação experimental da distribuição de temperaturas no reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1
Author: Mesquita, Amir Zacarias
Advisor: Tambourgi, Elias Basile, 1957-
Abstract: Resumo: O Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA IPR-RI completou em novembro de 2004, 44 anos de operação. Inicialmente sua potência máxima era de 30 kW térmicos, posteriormente acrescentaram-se mais elementos combustíveis ao núcleo aumentando a potência para 100 kW, sendo esta a atual potência licenciada. Novos combustíveis foram acrescentados recentemente permitindo que a potência atinja níveis de 250 kW. O TRIGA IPR-RI é um reator de piscina com o núcleo refrigerado por circulação natural. Apesar dos vários trabalhos de pesquisa realizados nesta instalação, notadamente em ativação neutrônica, existe uma carência de dados termo-hidráulicos teóricos e experimentais sobre seu funcionamento. Sendo assim rea1izou-se-se uma série de testes experimentais dando enfoque a medidas de temperatura no centro do elemento combustível, no núcleo e no poço, com o reator operando em vários níveis de potência. As experiências aqui relatadas fazem parte da programação de pesquisas do CDTN/CNEN, que têm como objetivo comissionar o Reator TRIGA IPR-RI para a operação rotineira a 250 kW. Este trabalho descreve os estudos analíticos e experimentais realizados com o intuito de determinar a distribuição das temperaturas no reator. Desenvolveu-se uma metodologia para a calibração e monitoração da potência dissipada pelo núcleo, implantando assim novos canais de medida de potência por processo térmico. A condutividade térmica do elemento combustível e o coeficiente de transferência de calor de seu revestimento para o refrigerante foram avaliados experimentalmente. Foi proposta uma formulação para a determinação do valor da condu1ância na interface entre combustível e seu revestimento (gap). Os resultados experimentais foram comparados com valores teóricos encontrados na literatura. Como subsídio às experiências, desenvolveu-se um sistema e um programa de coleta e processamento de dados para o reator, capaz de acompanhar em tempo real e registrar seus - principais parâmetros operacionais. As experiências realizadas permitiram uma melhor compreensão do comportamento termofluidodinâmico do reator, ajudando no aperfeiçoamento de sua modelagem e contribuindo para a sua segurança operacional

Abstract: The TRIGA-IPR-R1 Research Nuclear Reactor has completed 44 years in operation in November 2004. Its initial nominal thermal power was 30 kW. In 1979 its power was increased to 100 kW by adding new fuel elements to the reactor. Recently some more fuel elements were added to the core increasing the power to 250 kW. The TRIGA-IPR-R1 is a pool type reactor with a natural circulation core cooling system. Although the large number of experiments had been carried out with this reactor, mainly on neutron activation analysis, there is not many data on its thermal-hydraulics processes, whether experimental or theoretical 80 a number of experiments were carried out with the measurement of the temperature inside the fuel element, in the reactor core and along the reactor pool. During these experiments the reactor was set in many different power levels. These experiments are part of the CDTN/CNEN research program, and have the main objective of commissioning the 1RIGA-IPR-Rl reactor for routine operation at 250 kW. This work presents the experimental and theoretical analyses to determine the temperature distribution in the reactor. A methodology for the calibration and monitoring the reactor thermal power was also developed. This methodology allowed adding others power measuring channels to 1he reactor by using thermal processes. The fuel thermal conductivity and the heat transfer coefficient from the cladding to the coolant were also experimentatly valued. It was also presented a correlation for the gap conductance between the fuel and the cladding. The experimental results were compared with theoretical calculations and with data obtained from technical literature. A data acquisition and processing system and a software were developed to help the investigation. This system allows on line monitoring and registration of the main reactor operational parameters. The experiments have given better comprehension of the reactor thermal-fluid - dynamics and helped to develop numerical models, contributing to operational safety improvements
Subject: Energia nuclear
Tecnologia nuclear
Reatores nucleares
Calor - Transmissão
Language: Português
Editor: [s.n.]
Date Issue: 2005
Appears in Collections:FEQ - Dissertação e Tese

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