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Thèse de Doctorat
DOI
10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417
Document
Auteur
Nom complet
Pedro Ernesto Umbehaun
Adresse Mail
Unité de l'USP
Domain de Connaissance
Date de Soutenance
Editeur
São Paulo, 2016
Directeur
Jury
Andrade, Delvonei Alves de (Président)
Angelo, Gabriel
Carvalho, Elita Fontenele Urano de
Lima, Fernando Roberto de Andrade
Torres, Walmir Maximo
Titre en portugais
Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1
Mots-clés en portugais
análise termo-hidraulica
distribuição de vazão em elemento combustível
elemento combustível instrumentado
medida de temperatura em elemento combustível
reator nuclear de pesquisa
Resumé en portugais
Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.
Titre en anglais
Development of an instrumented fuel assembly for the IEA-R1 research reactor
Mots-clés en anglais
flow rate distribution in fuel assembly
instrumented fuel assembly
measure temperature in fuel assembly
nuclear research reactor
thermal-hydraulic analysis
Resumé en anglais
After the IEA-R1 upgrade from 2 MW to 5 MW it was observed that the corrosion rate increased in a lateral plate of one fuel element and some issues appeared concerning the flow values used in the thermal-hydraulic analysis. In order to clear it up and measure the actual flow distribution among the fuel elements composing the IEA-R1 active core, a dummy element without nuclear fuel material, called DMPV-01 (Pressure and Flow Measurement Device), full scale, was designed and manufactured in aluminum. The flow rate in the channel between two fuel assemblies is very difficult to estimate or measure. This flow rate is very important to the cooling process of the external plates. This work presents the design and construction of an instrumented fuel assembly in order to measure the actual temperature in these lateral plates. Fourteen thermocouples were installed in this instrumented fuel assembly. Four in each lateral channel, one in the inlet nozzle and one in the outlet nozzle. There are three thermocouples in each channel to measure the clad temperature and one thermocouple to measure the fluid temperature. Three series of experiments, for three different core configuration were carried out with the instrumented fuel assembly. In two experiments a box was installed around the core to reduce the cross flow between the fuel assembly and measure the impact in the temperatures of external plates. Given the amount of information generated and its utility in the design, improvement and qualification in construction, assembly and manufacturing of instrumented fuel, this project turned out to be an important landmark on the thermal-hydraulic study of research reactor cores. The proposed solutions could be useful for other research reactors.
 
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Date de Publication
2016-07-01
 
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