Cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança de um dispositivo para irradiação de miniplacas (DIM) de elementos conbustíveis tipo dispersão

Detalhes bibliográficos
Autor(a) principal: Domingos, Douglas Borges
Data de Publicação: 2010
Tipo de documento: Dissertação
Idioma: por
Título da fonte: Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USP
Texto Completo: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-01082011-151838/
Resumo: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.
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spelling Cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança de um dispositivo para irradiação de miniplacas (DIM) de elementos conbustíveis tipo dispersãoNeutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations of an miniplate irradiation device (MID) of dispersion fuel elementsanálise de segurançaanálise de segurançacombustível nuclearcombustível nuclearfísica de reatoresfísica de reatorestermo-hidráulicatermo-hidráulicaNeste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USPSilva, Antonio Teixeira eDomingos, Douglas Borges2010-04-15info:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/masterThesisapplication/pdfhttp://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-01082011-151838/reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USPinstname:Universidade de São Paulo (USP)instacron:USPLiberar o conteúdo para acesso público.info:eu-repo/semantics/openAccesspor2016-07-28T16:10:30Zoai:teses.usp.br:tde-01082011-151838Biblioteca Digital de Teses e Dissertaçõeshttp://www.teses.usp.br/PUBhttp://www.teses.usp.br/cgi-bin/mtd2br.plvirginia@if.usp.br|| atendimento@aguia.usp.br||virginia@if.usp.bropendoar:27212016-07-28T16:10:30Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USP - Universidade de São Paulo (USP)false
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