O setor de pesquisa e desenvolvimento de um país tem suma importância para a disseminação e avanço do conhecimento, implicando diretamente no setor econômico e na visibilidade da nação internacionalmente, sob esta perspectiva a energia nuclear se mostra um assunto crescente e de suma importância para a expansão do programa nuclear brasileiro. O reator Argonauta é um reator de pesquisa localizado na Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ) no prédio do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). Por ser um reator de pesquisa, sua potência é baixa e, devido a isso, diversos experimentos podem ser realizados no mesmo. Como em todo reator um dos fatores que estão sempre presentes na determinação da segurança intrínseca é a sua Reatividade. Há diversos fatores que fazem o controle da Reatividade de um reator, dentre eles a temperatura no elemento combustível, no moderador e no refrigerante. Tendo isso em vista, o objetivo deste trabalho é analisar a influência que a temperatura do moderador faz na reatividade do reator onde será possível de determinar o chamado coeficiente global de temperatura (ou coeficiente de temperatura no moderador) do reator Argonauta e compará-lo com os parâmetros nucleares do reator. Com a utilização da metodologia aplicada pelos operadores do reator durante a operação, é possível definir uma relação reatividade vs temperatura para a determinação deste coeficiente e verificação da segurança do reator quanto ao aumento de temperatura.
This research characterizes the temperature profiles inside a cylindrical nuclear fuel pin cooled by water in which the surface temperature of the cladding material is specified. Uniform heat generation by fission is considered. Two configurations were analyzed: 1) a cylindrical fuel rod constituted by uranium; and 2) a cylindrical fuel rod constituted by uranium encased in a zircalloy-4 cladding and a gap filled with helium between them. Heat transfer is constant, and the analysis is one-dimensional because symmetry is observed about the rod centerline. Constant thermal conductivity is assumed for the analytical solutions, while the numerical solution considered variable thermal conductivities. Simulations were performed using the software COMSOL Multiphysics, and the results were plotted using Octave. Results showed agreements between analytical and numerical solutions, which indicates that the methods applied in the present work can be used in order to perform educational and research studies in engineering subjects such as heat transfer and thermal hydraulics in the nuclear area.
O setor de pesquisa e desenvolvimento de um país tem suma importância para a disseminação e avanço do conhecimento, implicando diretamente no setor econômico e na visibilidade da nação internacionalmente. Sob essa perspectiva, a energia nuclear se mostra um tópico crescente e de grande relevância para a expansão do programa nuclear brasileiro. O Reator Argonauta é um reator de pesquisa localizado na Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ) no prédio do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). Por ser um reator de pesquisa, sua potência é baixa e, devido a isso, diversos experimentos podem ser realizados nele. Como em todo reator, um dos fatores que estão sempre presentes na determinação da segurança intrínseca é a sua Reatividade. Há diversos fatores que permitem o controle da Reatividade de um reator, dentre eles as temperaturas no elemento combustível, no moderador e no refrigerante. Tendo isso em vista, o objetivo deste trabalho é analisar a influência que a temperatura do moderador exerce na reatividade do reator, sendo possível de determinar o chamado coeficiente global de temperatura (ou coeficiente de temperatura no moderador) do Reator Argonauta e compará-lo com os parâmetros nucleares do reator. Com a utilização da metodologia aplicada pelos operadores do Argonauta durante a operação, é possível definir uma relação entre reatividade e temperatura para a determinação do coeficiente e a verificação da segurança do Reator quanto ao aumento de temperatura.
A energia nuclear se mostra uma opção muito viável para o fortalecimento da malha energética, sendo a expansão do programa nuclear brasileiro uma realidade face aos novos projetos de reatores que estão em fase de licenciamento e/ou construção no país. O objeto de estudo deste trabalho é um reator modular pequeno (SMR) baseado no Reator CAREM 25 projetado pela Argentina, que representa uma inovação na pesquisa de reatores nucleares na América Latina e pertence a categoria de reatores avançados. Trata-se de um PWR de dimensões reduzidas, com circuitos primário e secundário integrados, sistemas passivos e de segurança redundantes, refrigerado à água leve e com uma potência de 25 MW. No presente trabalho o comportamento de alguns parâmetros de segurança relacionados a operação de uma vareta de combustível nuclear a altas queimas, considerando diferentes tipos de revestimento comumente utilizados no país, foi simulada. Os aspectos que foram abordados são relacionados a segurança de operação da planta e a integridade do combustível, quais sejam: temperatura da linha central do combustível, temperatura da superfície do revestimento, espessura da camada de óxido na superfície da vareta e a concentração de hidrogênio no revestimento. Os resultados obtidos, embora ainda preliminares, mostram que as ferramentas utilizadas para a simulação do desempenho de varetas combustíveis em reatores PWR comumente grandes, tais como os da linha FRAPCON, podem ser utilizadas em reatores modulares menores bem como a viabilidade da utilização dos revestimentos bem estabelecidos no país.
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