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

Mesquita, Amir Zacarias, Costa, Antônio Carlos Lopes da, Souza, Rose Mary Gomes do Prado y Palma, Daniel Artur Pinheiro . (2012) Medidas experimentais de parâmetros termohidráulicos no núcleo de reator nuclear de pesquisa. Revista Iberoamericana de Ingeniería Mecánica. Vol. 16, n. 1, 2012, p. 101-114. ISSN 1137-2729

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Título Medidas experimentais de parâmetros termohidráulicos no núcleo de reator nuclear de pesquisa
Autor(es) Mesquita, Amir Zacarias
Costa, Antônio Carlos Lopes da
Souza, Rose Mary Gomes do Prado
Palma, Daniel Artur Pinheiro
Materia(s) http://udcdata.info/041674
Ingeniería Mecánica
Resumen 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.
Palabras clave fluxo de massa
reator nuclear de pesquisa TRIGA
temperatura
termohidráulica
Editor(es) Universidad Nacional de Educación a Distancia (España)
Fecha 2012-01-01
Formato application/pdf
Cobertura 101
Identificador bibliuned:iberoingmecanica-2012-vol16-n1-08
bibliuned:iberoingmecanica-2012-vol.16-n.1-08
http://e-spacio.uned.es/fez/view/bibliuned:iberoingmecanica-2012-vol16-n1-08
Publicado en la Revista Revista Iberoamericana de Ingeniería Mecánica. Vol. 16, n. 1, 2012, p. 101-114. ISSN 1137-2729
Idioma por
Versión de la publicación publishedVersion
Tipo de recurso Article
Derechos de acceso y licencia info:eu-repo/semantics/openAccess
http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0
Tipo de acceso Acceso abierto

 
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Creado: Tue, 04 Sep 2012, 14:19:27 CET