Este trabalho descreve um estudo sobre o comportamento elástico de vasos de contenção de concreto pretendido, para centrais nucleares, utilizando uma análise numérico-experimental efetuada sobre um modelo reduzido. Inicialmente é dada uma descrição da estrutura e dos carregamentos atuantes, a seguir descreve-se o modelo construído em microconcreto, com seus sistemas de carga e medição, apresentando-se, também, todos os detalhes da análise numérica, assim como uma explanação de como foram procedidos os ensaios experimentais e, finalmente, expõem-se os resultados obtidos tecendo-se também algumas conclusões. / This work describes numerical and experimental studies performed on a reduced model of a prestressed concrete containment vessel for a nuclear reactor. Firstly, the structure and the acting loads are described. Then, the micro-concrete model, the loading and measuring systems are detailed as well as the procedures for the experimental and numerical analysis. Finally, the results are shown and discussed, and some conclusions are drawn.

O estudo compreensivo de um novo reator nuclear baseado no conceito de leito fluidizado é realizado. O reator é de pequeno porte e modular em projeto, concebido para ter características de segurança inerente e resfriamento passivo. O estudo é feito em um módulo e em um reator padrão formado por 19 módulos. A potência do reator é função da porosidade do leito, tendo um valor médio operacional de 6MW por módulo. Esses estudo cobre as áreas de mecânica, hidráulica, térmica, neutrônica e segurança do reator nuclear. O parâmetro fundamental para os cálculos desse reator é a porosidade do leito, que representa a fração de volume de moderador presente no núcleo. Foram derivadas as relações básicas entre a porosidade do núcleo e as velocidades mínima e máxima de fluidização, a velocidade do fluido refrigerante no núcleo, a perda de pressão no leito, a altura do núcleo, a área de circulação do fluido refrigerante, o fluxo mássico, a reatividade do núcleo, a potência do reator e o coeficiente convectivo. A determinação das seções de choque foram realizados com o uso de códigos para reatores a água pressurizada, utilizando para isso, um método de equivalência neutrônica de uma célula esférica em cilíndrica [61]. Um modelo teórico simplificado e um estudo experimental foram utilizados para determinar a estabilidade do leito fluidizado, verificando-se em que condições o leito apresenta comportamento particulado e agregativo [24]. A porosidade operacional do reator e a posição do anel absorvedor de nêutrons foram determinados, considerando que o reator opera sempre na porosidade correspondente à máxima reatividade. Foram determinados a potência, densidade de potência, distribuição de temperaturas no combustível e refrigerante em função da porosidade do leito. Para avaliar o comportamento cinético do reator, foi utilizado o modelo de cinética puntual com seis grupos de nêutrons atrasados, simulando-se inserções de reatividade provocadas por oscilações na porosidade do núcleo. O reator foi analisado quanto à ocorrência de um acidente hipotético de perda de refrigerante, bem como em relação as características de segurança inerente a resfriamento passivo. Os resultados mostram que o reator pode apresentar tais características, conseqüentemente este conceito de reator é um candidato, em potencial, para a futura geração de reatores nucleares.

Neste trabalho foi feito um estudo hidráulico de um experimento a leito fluidizado onde aplicou-se a técnica de absorção gama para a determinação da porosidade do leito. Verificou-se a influência da colocação de uma tela para limitação da altura do leito bem como do comportamento do mesmo com a introdução de um anel metálico de diâmetro próximo do diâmetro do tubo de fluidização. As medidas foram realizadas em um modelo hidráulico especialmente construído para esta finalidade. No modelo foram utilizadas esferas de aço com diâmetro de 8 mm que fluidizaram em água à temperatura ambiente em circuito fechado. Foram feitos testes com 20 kg, 30 kg e 40 kg de esferas. Para as medidas utilizou-se a radiação gama proveniente de uma fonte de cobalto 60 com atividade de 700 mCi colimada com chumbo. O detector utilizado foi um cristal de NaI (Tl). Os resultados obtidos mostram que tanto a tela como o anel provocam a divisão do leito fluidizado em duas partes. A tela faz formar um leito fixo invertido na sua superfície inferior. O anel faz com que o leito seja transportado para a parte de cima do mesmo a medida em que ele é introduzido no leito. Verificou-se que a maior expansão do leito se dá para uma relação entre a altura do leito compactado e o diâmetro do tubo de fluidização de 0,55, correspondendo ao teste com 30 kg de esferas. A formação de jorro acontece sempre para a mesma vazão, em torno de 16 l/s, independente da relação entre a altura do leito compactado e o diâmetro do tubo de fluidização. Na fase de leito particulado a porosidade é menor no centro do leito e aumenta nas camadas superiores e inferiores. / In this work an experimental hydraulical study of the fluidized bed reactor concept was performed, where the absorption gamma ray technique was applied for the determination of bed porosity. The influence of the use of a screen for the limitation of the bed height was investigated as well as the behavior of the bed by introducing a metal ring with a diameter close to the diameter of the fluidization tube. Measurements were performed in a hydraulical model built with this purpose. In the model, steel spheres with 8 mm diameter were fluidized in water at room temperature in a closed loop. Tests with 20, 30 and 40 kg of spheres were made. Bed porosity was measured with a cobalt-60 gamma ray source, with 700 mCi activity, and a NaI (Tl) crystal detector. Results show that both screen and ring split the bed in two parts. The screen leads to the formation of a fixed bed in the top of the test section. By moving the ring downwards, the bed is displaced upwards. It was observed that the largest bed expansion occurs for a value of 0.55 ofthe ratio between the height ofthe compacted bed and the tube diameter, which corresponds to a mass of 30 kg of spheres. Jet formation occurred always for the same flow rate, about 16 l/h, without dependence on the ratio between the height ofthe fixed bed and tube diameter. For the particulate bed regime, porosity is lower at the center o f the bed, increasing at the upper and lower layers.

Neste trabalho, as equaçoes de cinética puntual para um Reator Nuclear a Leito Fluidizado que, devido às características de volume variável no tempo deste reator, apresentam formu lação diversa da convencional, são resolvidas pelo método de Hansen. Este método preserva as suas características de eficiência e convergência assintótica quando aplicado na referida formulação. Um modelo de realimentação termohidráulica, unidimensional e linearizado, foi acoplado ao modelo de cinética puntual visando obter urna formulação mais realista para o comportamento da potência, sendo as equações resultantes resolvidas pelo método de Euler explícito. Os resultados obtidos mostram que o Reator Nuclear a Leito Fluidizado apresenta comportamento similar ao de um reator convencional do tipo PWR, no sentido em que ambos respondem com um crescimento médio da potência frente a oscilações estacionárias da reatividade em torno da criticalidade. Na condição de operação em que foram obtidos os resultados, a diferença relativa entre os picos de potência do Reator Nuclear a Leito Fluidizado e de um PWR simulado é de 3.9% por centímetro de amplitude de oscilação da altura do leito fluidizado. / In this work, the point kinetic equations for a FluidizedBed Nuclear Reactor are solved by the method of Hansen. Due to the time varying nature of the reactor volume, the equations have a non-conventional formulation (moving boundary problem) , but the method of solution preserves its asympto~;convergence and efficiency characteristics under this formulation. A one dimensional and linearized thermal hydraulics feedback model was coupled to the point kinetic equations in order to obtain a more realistic representation of the reactor power. The resulting equations are solved by the Euler explicitmethod. The results show that the Fluidized-Bed Nuclear Reactor has a performance similar to the conventional PWRtypereactors, in the sense that both kind of reactors respond to stationary oscillations of the reactivity around criticality with a growth of the average power. Under the operation condition in which the results were obtained, a relative difference between the power peaks of the Fluidized-Bed Nuclear Reactor and a simulated PWR is 3.9% per centimeter of oscillation amplitude of the fluidized-bedheight.

O estudo compreensivo de um novo reator nuclear baseado no conceito de leito fluidizado é realizado. O reator é de pequeno porte e modular em projeto, concebido para ter características de segurança inerente e resfriamento passivo. O estudo é feito em um módulo e em um reator padrão formado por 19 módulos. A potência do reator é função da porosidade do leito, tendo um valor médio operacional de 6MW por módulo. Esses estudo cobre as áreas de mecânica, hidráulica, térmica, neutrônica e segurança do reator nuclear. O parâmetro fundamental para os cálculos desse reator é a porosidade do leito, que representa a fração de volume de moderador presente no núcleo. Foram derivadas as relações básicas entre a porosidade do núcleo e as velocidades mínima e máxima de fluidização, a velocidade do fluido refrigerante no núcleo, a perda de pressão no leito, a altura do núcleo, a área de circulação do fluido refrigerante, o fluxo mássico, a reatividade do núcleo, a potência do reator e o coeficiente convectivo. A determinação das seções de choque foram realizados com o uso de códigos para reatores a água pressurizada, utilizando para isso, um método de equivalência neutrônica de uma célula esférica em cilíndrica [61]. Um modelo teórico simplificado e um estudo experimental foram utilizados para determinar a estabilidade do leito fluidizado, verificando-se em que condições o leito apresenta comportamento particulado e agregativo [24]. A porosidade operacional do reator e a posição do anel absorvedor de nêutrons foram determinados, considerando que o reator opera sempre na porosidade correspondente à máxima reatividade. Foram determinados a potência, densidade de potência, distribuição de temperaturas no combustível e refrigerante em função da porosidade do leito. Para avaliar o comportamento cinético do reator, foi utilizado o modelo de cinética puntual com seis grupos de nêutrons atrasados, simulando-se inserções de reatividade provocadas por oscilações na porosidade do núcleo. O reator foi analisado quanto à ocorrência de um acidente hipotético de perda de refrigerante, bem como em relação as características de segurança inerente a resfriamento passivo. Os resultados mostram que o reator pode apresentar tais características, conseqüentemente este conceito de reator é um candidato, em potencial, para a futura geração de reatores nucleares.

Foi desenvolvida uma sequência de cálculo neurônico simplicação, para o entendimento de conceitos físicos e matemáticos envolvidos no cálculo de criticalidade, quando aplicados ao Reator Nuclear a Leito Fluidizado '<R. N. L. F.>. Consta de equações para o cálculo das densidades atômicas de elementos presentes no núcleo do cálculo dos parâmetros nucleares através dessas equação e do cálculo de criticlidade com o código OD06,para um reator de 19 módulos, homogeinizado de duas formas distintas. Foram desenvolvidos e comparados métodos de homogeinização utilizando a Teoria da Difusão e o conceito de célula unitária. Foi utilizado o código LEOPARD,desenvolvido para a análise de reatores do tipo PWR com núcleos compostos de varetas cilídricas, sendo necessária a determinação das dimensões de um arranjo hipotético de varetas, que fosse netronicamente equivalente ao arranjo combustível na forma de esferas. Verificou-se que os melhores resultados foram obtidos pela consideração de um arranjo combustível composto por varetas cilíndricas hipotéticas com diâmetro igual .a 2/3 do diâmetro da esfera de combustível do R.N.L.F. fazendo com que razão VOLUME/Superfície das varetas seja a mesma das esferas, respeitando-se também razão entre moderador e combustível em cada condição de fluidização. Foram realizados cálculos nefrônicos preliminares com o código LEOPARD a o método de homogeinizado desenvolvido. Avaliou-se influência de parâmetros de interesse na criticalidadade um R.N.L.F. composto por 19 módulos, com altura de colapso da 70 cm, temperatura média de refrigerante de 3os•c e pressão de 158 bar. Considerando-se esta reator defir1ido para operar numa faixa de porosidades entre E=0,5 e E=0,7 ~ o presente estudo mostrou que o valor nominal de enriquecimento para atuar nesta faixa vale r2,2X <min2,05X m~x=4,00X>; espessura máxima do revestimento das esferas combustíveis c=0~054 em espessura máxima da carcaça hexagonal e=2,0 em ;altura de colapso do leito na faixa entre Ho=70 a 100 em. Verificou-se ainda, que a reatividade cresce 0,03 a 0,05X por cada pof cento de aumento no diâmetro da esfera, dependendo da porosidade e crescendo com ela, sendo portanto desejável , sob o ponto de vista neurônico, um maior diâmetro de esfera. Um por cento de aumento na espessura de revestimento das esferas , reduz a reatividade em ~ 0,015X durante operação. Cada por cento de I aumento na espessura do tubo de fluidização diminui a reatividade ~ 0,004X. Um aumento de 1X na espessura da carcaça hexagonal resulta numa reatividade negativa de ~ 0,038%. / A simplified sequence of reactor physics calculation was devaloped to understanding of the concepta which were envolved when applied in Fluidized-Bed Nuclear Reactor <F.B.N.R.>. It consists of a number of elements present in reactor core densities equ~tions , nucle~r p~r~meters calculations using these equations and criticality calculations using ODOG code, for a 19 modules reactor,homogeneized on two different ways. Homogeinization methods were developed and compared. Here the reactor physics calculations were performed using the LEOPARD cede. Since the cede has been developed for analysis of pressurized water reactor <PWR> cores using cylindrical fuel rods,it w~s necessary to determine the dimensions of the hypothetical fuel rod lattice , which are neutronically equivalent to the apherical fuel pellet lattice. For this it I was required that the volume/surface ratio of cylindrical rods and spherical pellets were the same. Also the ratio of moderator volume to total volume of the cell is made equal to tt1e porosity of the fluidized bed. The best results were verified for a lattice in which the diameter of cylindrical rods are equal to 2/3 of the diameter of the spherical pellets. Preliminary physics calculations using LEOPARD code and the homogeinization method developed were performed. The influence of interest parameters on criticality of the F.B.N.R. was studied. lt was taken a 19 modules reactor with collapsed height of 70 cm,averaga coolant temperatura and pressure of of 306 C and 156 bar,respectively. The operational range for porosity of this reactor waa defined between E=0.5 and E=0.7. This atudy showed that the nominal enrichement to reactor operation in this range is r=2.2X <min=2.05X máx=4.00%>; maMimum claddinQ thickneaa c 0.054 cm•maMimum hexagonal tuba thickness e=2.0 cmJreactor collapsed height is from Ho=70 to 100 cm. Also, it was showed that the reactivity increases 0.03 to 0.05% with each percent of increase in pellet diameter, depending on the porosity and increasing with it;thus from a neutronic point of view, the largest fuel pellet diameter is desirable. A 1% increase in cladding thickness reduces reactivity by ~ 0.015% during operation. Each percent of increase in the thicknesa of fluidization tuba decreases the reactivity by ~ 0.004%. thicknesa by 1X results Increasing tha hexagonal tube in ~ 0.036X negative reactivity.

Neste trabalho, as equaçoes de cinética puntual para um Reator Nuclear a Leito Fluidizado que, devido às características de volume variável no tempo deste reator, apresentam formu lação diversa da convencional, são resolvidas pelo método de Hansen. Este método preserva as suas características de eficiência e convergência assintótica quando aplicado na referida formulação. Um modelo de realimentação termohidráulica, unidimensional e linearizado, foi acoplado ao modelo de cinética puntual visando obter urna formulação mais realista para o comportamento da potência, sendo as equações resultantes resolvidas pelo método de Euler explícito. Os resultados obtidos mostram que o Reator Nuclear a Leito Fluidizado apresenta comportamento similar ao de um reator convencional do tipo PWR, no sentido em que ambos respondem com um crescimento médio da potência frente a oscilações estacionárias da reatividade em torno da criticalidade. Na condição de operação em que foram obtidos os resultados, a diferença relativa entre os picos de potência do Reator Nuclear a Leito Fluidizado e de um PWR simulado é de 3.9% por centímetro de amplitude de oscilação da altura do leito fluidizado. / In this work, the point kinetic equations for a FluidizedBed Nuclear Reactor are solved by the method of Hansen. Due to the time varying nature of the reactor volume, the equations have a non-conventional formulation (moving boundary problem) , but the method of solution preserves its asympto~;convergence and efficiency characteristics under this formulation. A one dimensional and linearized thermal hydraulics feedback model was coupled to the point kinetic equations in order to obtain a more realistic representation of the reactor power. The resulting equations are solved by the Euler explicitmethod. The results show that the Fluidized-Bed Nuclear Reactor has a performance similar to the conventional PWRtypereactors, in the sense that both kind of reactors respond to stationary oscillations of the reactivity around criticality with a growth of the average power. Under the operation condition in which the results were obtained, a relative difference between the power peaks of the Fluidized-Bed Nuclear Reactor and a simulated PWR is 3.9% per centimeter of oscillation amplitude of the fluidized-bedheight.

Este trabalho descreve um estudo sobre o comportamento elástico de vasos de contenção de concreto pretendido, para centrais nucleares, utilizando uma análise numérico-experimental efetuada sobre um modelo reduzido. Inicialmente é dada uma descrição da estrutura e dos carregamentos atuantes, a seguir descreve-se o modelo construído em microconcreto, com seus sistemas de carga e medição, apresentando-se, também, todos os detalhes da análise numérica, assim como uma explanação de como foram procedidos os ensaios experimentais e, finalmente, expõem-se os resultados obtidos tecendo-se também algumas conclusões. / This work describes numerical and experimental studies performed on a reduced model of a prestressed concrete containment vessel for a nuclear reactor. Firstly, the structure and the acting loads are described. Then, the micro-concrete model, the loading and measuring systems are detailed as well as the procedures for the experimental and numerical analysis. Finally, the results are shown and discussed, and some conclusions are drawn.

Neste trabalho foi feito um estudo hidráulico de um experimento a leito fluidizado onde aplicou-se a técnica de absorção gama para a determinação da porosidade do leito. Verificou-se a influência da colocação de uma tela para limitação da altura do leito bem como do comportamento do mesmo com a introdução de um anel metálico de diâmetro próximo do diâmetro do tubo de fluidização. As medidas foram realizadas em um modelo hidráulico especialmente construído para esta finalidade. No modelo foram utilizadas esferas de aço com diâmetro de 8 mm que fluidizaram em água à temperatura ambiente em circuito fechado. Foram feitos testes com 20 kg, 30 kg e 40 kg de esferas. Para as medidas utilizou-se a radiação gama proveniente de uma fonte de cobalto 60 com atividade de 700 mCi colimada com chumbo. O detector utilizado foi um cristal de NaI (Tl). Os resultados obtidos mostram que tanto a tela como o anel provocam a divisão do leito fluidizado em duas partes. A tela faz formar um leito fixo invertido na sua superfície inferior. O anel faz com que o leito seja transportado para a parte de cima do mesmo a medida em que ele é introduzido no leito. Verificou-se que a maior expansão do leito se dá para uma relação entre a altura do leito compactado e o diâmetro do tubo de fluidização de 0,55, correspondendo ao teste com 30 kg de esferas. A formação de jorro acontece sempre para a mesma vazão, em torno de 16 l/s, independente da relação entre a altura do leito compactado e o diâmetro do tubo de fluidização. Na fase de leito particulado a porosidade é menor no centro do leito e aumenta nas camadas superiores e inferiores. / In this work an experimental hydraulical study of the fluidized bed reactor concept was performed, where the absorption gamma ray technique was applied for the determination of bed porosity. The influence of the use of a screen for the limitation of the bed height was investigated as well as the behavior of the bed by introducing a metal ring with a diameter close to the diameter of the fluidization tube. Measurements were performed in a hydraulical model built with this purpose. In the model, steel spheres with 8 mm diameter were fluidized in water at room temperature in a closed loop. Tests with 20, 30 and 40 kg of spheres were made. Bed porosity was measured with a cobalt-60 gamma ray source, with 700 mCi activity, and a NaI (Tl) crystal detector. Results show that both screen and ring split the bed in two parts. The screen leads to the formation of a fixed bed in the top of the test section. By moving the ring downwards, the bed is displaced upwards. It was observed that the largest bed expansion occurs for a value of 0.55 ofthe ratio between the height ofthe compacted bed and the tube diameter, which corresponds to a mass of 30 kg of spheres. Jet formation occurred always for the same flow rate, about 16 l/h, without dependence on the ratio between the height ofthe fixed bed and tube diameter. For the particulate bed regime, porosity is lower at the center o f the bed, increasing at the upper and lower layers.

Este trabalho descreve um estudo sobre o comportamento elástico de vasos de contenção de concreto pretendido, para centrais nucleares, utilizando uma análise numérico-experimental efetuada sobre um modelo reduzido. Inicialmente é dada uma descrição da estrutura e dos carregamentos atuantes, a seguir descreve-se o modelo construído em microconcreto, com seus sistemas de carga e medição, apresentando-se, também, todos os detalhes da análise numérica, assim como uma explanação de como foram procedidos os ensaios experimentais e, finalmente, expõem-se os resultados obtidos tecendo-se também algumas conclusões. / This work describes numerical and experimental studies performed on a reduced model of a prestressed concrete containment vessel for a nuclear reactor. Firstly, the structure and the acting loads are described. Then, the micro-concrete model, the loading and measuring systems are detailed as well as the procedures for the experimental and numerical analysis. Finally, the results are shown and discussed, and some conclusions are drawn.