Medidas experimentais de parâmetros termohidráulicos no núcleo de reator nuclear de pesquisa

• Autores: Amir Zacarías Mesquita, Antônio Carlos Lópes da Costa, Rose Mary Gomes do Prado Souza, Daniel Artur Pinheiro Palma
• Localización: Revista iberoamericana de ingeniería mecánica, ISSN 1137-2729, Vol. 16, Nº 1, 2012, págs. 101-114
• Idioma: portugués
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  • English

    The IPR-R1 is a 250 kWth TRIGA light-water and open pool type research reactor. The IPR-R1 is located at the Nuclear Technology Development Centre - CDTN (Belo Horizonte/Brazil), a research institute of the Brazilian Nuclear Energy Commission - CNEN. The core has an annular configuration of six rings and is cooled by natural circulation. The core coolant channels extend from the bottom grid plate to the top grid plate.

    The cooling water flows through the holes in the bottom grid plate, passes through the lower unheated region of the element, flows upwards through the active region, passes through the upper unheated region, and finally leaves the channel through the differential area between a triangular spacer block on the top of the fuel element and a round hole in the grid. Direct measurement of the flow rate in a coolant channel is difficult because of the bulky size and low accuracy of flow meters. The flow rate through the channel may be determined indirectly from the heat balance across the channel using measurements of the water inlet and outlet temperatures. This paper presents the experiments performed in the IPR-R1 reactor to monitoring some thermo-hydraulic parameters in the core coolant channels, such as: the radial and axial temperature profile, temperature, velocity, mass flow rate, mass flux and Reynolds�s number. Some results were compared with theoretical predictions, as it was expected the variables follow the power distribution (or neutron flux) in the core.

  • português

    O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 possui uma potência térmica máxima de 250 kW e é um reator de piscina refrigerado por circulação natural de água leve. Está localizado no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear (CDTN), em Belo Horizonte, que é um instituto de pesquisa da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN/Brasil). O núcleo do IPR-R1 tem uma configuração anular com seis anéis concêntricos.

    Os canais de refrigeração se estendem desde a grade espaçadora inferior até a grade superior. A água entra nos canais de refrigeração através dos orifícios existentes na placa inferior, atravessa a região inferior nãoaquecida, percorre a região ativa removendo o calor gerado nos elementos combustíveis, passa pela região superior não aquecida e, finalmente, sai do canal através do espaço existente entre o terminal do elemento combustível, de forma aproximadamente triangular, e o furo circular da placa superior. No regime de convecção natural as forças o escoamento do fluido provêm das diferenças de densidade entre as várias camadas do fluido ao longo do canal. Contra essas forças atuam as perdas por contração e expansão do fluido à entrada e à saída do canal, as perdas de energias cinética e potencial do fluido e as perdas por atrito. A realização de medidas diretas do fluxo de massa nos canais é difícil por causa de sua pequena área e também pela baixa precisão dos medidores.

    A vazão de massa pode ser determinada, indiretamente, pelo balanço térmico através do canal, medindo-se a temperatura da água na entrada e na saída. Este trabalho apresenta os experimentos realizados no reator nuclear TRIGA IPR-R1, com o objetivo de monitorar alguns parâmetros termohidráulicos nos canais de refrigeração do núcleo. Entre os parâmetros monitorados podem-se citar: o perfil radial e axial de temperatura, velocidade, vazão, fluxo de massa e o número de Reynolds. Alguns resultados são comparados com as previsões teóricas. A compreensão do comportamento dos parâmetros operacionais dos reatores nucleares possibilita melhorar as modelagens contribuindo para sua segurança. Como era de se esperar, o valor das variáveis acompanham a distribuição de potência (fluxo de nêutrons) no núcleo e confirmam a eficiência da circulação natural na remoção do calor produzido pelas fissões nucleares.