Medidas experimentais de parâmetrostermohidráulicos no núcleo de reator nuclear de pesquisa

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.