O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07538.pdf: 15080131 bytes, checksum: 61c8c07c573a7c36c667a13b30f71666 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:12:07Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:12:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05031.pdf: 4962096 bytes, checksum: 39c12c06c0063abb20c1c82005ecef33 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07538.pdf: 15080131 bytes, checksum: 61c8c07c573a7c36c667a13b30f71666 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-25T12:51:29Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-25T12:51:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho é apresentar a base de dados que foi desenvolvida para armazenar dados técnicos e processar dados sobre operação, falha e manutenção de equipamentos dos reatores nucleares de pesquisa localizados no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), em São Paulo - SP. Os dados extraídos desta base poderão ser aplicados na Análise Probabilística de Segurança dos reatores de pesquisa ou em avaliações quantitativas menos complexas relacionadas à segurança, confiabilidade, disponibilidade e manutenibilidade destas instalações. Esta base de dados foi desenvolvida de modo a permitir que as informações nela contidas estejam disponíveis aos usuários da rede corporativa, que é a intranet do IPEN. Os profissionais interessados deverão ser devidamente cadastrados pelo administrador do sistema, para que possam efetuar a consulta e/ou o manuseio dos dados. O modelo lógico e físico da base de dados foi representado por um diagrama de entidades e relacionamento e está de acordo com os módulos de segurança instalados na intranet do IPEN. O sistema de gerenciamento da base de dados foi desenvolvido com o MySQL, o qual utiliza a linguagem SQL como interface. A linguagem de programação PHP foi usada para permitir o manuseio da base de dados pelo usuário. Ao final deste trabalho, foi gerado um sistema de gerenciamento de base de dados capaz de fornecer as informações de modo otimizado e com bom desempenho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Die vorliegende Dissertationsschrift beinhaltet die Ergebnisse der Untersuchung von loka-len und globalen Prozessen der Wärmeübertragung beim unterkühlten Strömungssieden. Sie ist an der Schnittstelle zwischen Reaktorsicherheitsforschung und der experimentellen Thermofluiddynamik für Phasenübergänge einzuordnen. In technischen Anwendungen zur effizienten Übertragung großer Wärmemengen spielt der Prozess des Siedens eine wichtige Rolle. Dieser Vorgang bewirkt einen starken Anstieg des Wärmetransportes von der beizten Wand an das Fluid bei vergleichsweise geringem Anstieg der Wandtemperatur. Der maximal übertragbare Wärmestrom beim Sieden wird begrenzt durch die sogenannte kritische Wärmestromdichte, deren Überschreitung zum thermomechanischen Versagen der beheizten Komponente führen kann. Aufgrund der Komplexität dieser Prozesse ist es trotz intensiver Arbeiten in den letzten Jahrzehnten noch nicht gelungen, diese Vorgänge detailliert zu modellieren. Eine Weiter-entwicklung der Modelle zur realistischen Beschreibung des unterkühlten Strömungssie-dens erfordert neuartige Untersuchungen, welche eine genaue Klassifizierung der partiellen Wärmeübergänge des Blasensiedens ermöglichen. Die Analyse partieller Wärmetransportgrößen beim unterkühlten Strömungssieden sowie der Einfluss variierender thermohydraulischer Randbedingungen ist Schwerpunkt dieser Arbeit. In der entwickelten Versuchsanlage erfolgt die Erfassung der Siedevorgänge bei Strömungsgeschwindigkeiten von 0,1 – 2 m/s und Eintrittstemperaturen von 60 - 98 °C. Mit Hilfe empfindlicher Temperaturmessungen in einem elektrisch beheizten Kapillarrohr innerhalb des Strömungskanals werden die globalen Vorgänge beim Übergang von Kon-vektion zum Sieden erfasst. Durch eine modellbasierte Bestimmung der Oberflächentem-peratur lassen sich Phänomene nachweisen, welche bisher weitestgehend unbeachtet ge-blieben sind. Die transparente Versuchsstrecke ermöglicht eine Erfassung der lokalen Sie-devorgänge mit optisch und zeitlich hochauflösenden Messverfahren. Durch die Entwick-lung neuer Algorithmen der digitalen Bildverarbeitung wurde eine umfangreiche, kenngrö-ßenorientierte Auswertung der in großem Umfang entstandenen Datenmengen realisiert. Der Einsatz transparenter und elektrisch leitfähiger Beschichtungen ermöglicht die mikro-skopische Erfassung des Blasenwachstums in weiten thermohydraulischen Parameterberei-chen. Mit erweiterten Bildverarbeitungsalgorithmen erfolgt die detaillierte und dynamische Bewertung des Blasenwachstumsverhaltens. Die statistische Auswertung der Verläufe er-möglicht die Ableitung eines Blasenwachstumsmodells für unterkühltes Strömungssieden. In einer weiteren Versuchsanordnung werden die lokalen Wärmetransportvorgänge bei der Ablösung quasistatisch gewachsener Blasen mit Hilfe der Infrarot-Thermographie be-stimmt. Dadurch können erstmalig die aus der lokalen Abkühlung der beheizten Oberfläche durch Blasenablösung resultierenden Wärmeströme unter Vernachlässigung der Bla-senbildung experimentell quantifiziert werden. Weiterhin können die bisher theoretisch beschriebenen Driftströmungen beim Aufstieg der Blase experimentell nachgewiesen wer-den. Die ermittelten Größen und Zusammenhänge tragen zur Weiterentwicklung und zum Abbau von Unsicherheiten bei der Modellierung von Wärmetransportvorgängen beim unterkühlten Strömungssieden bei.

Die Veranstaltung widmete sich mit der Borverdünnung in Druckwasserreaktoren bzw. mit der Verstopfung der Sumpfansaugsiebe durch freigesetztes Isolationsmaterial schwerpunktmäßig zwei Themen der Reaktorsicherheit, die auch in aktuellen Aufsichtsverfahren eine Rolle spielen. Eingebettet in den internationalen Kontext wollten die Veranstalter die sicherheitstechnische Bedeutung dieser Themen für die deutschen Anlagen beleuchten und die Auswirkungen auf die zu erbringenden Sicherheitsnachweise und den Anlagenbetrieb darstellen. Dabei kamen Gutachter, Vertreter der Forschung, Hersteller und Betreiber gleichermaßen zu Wort. Der Fachtag sollte den Teilnehmern aber insbesondere vermitteln, welche Beiträge die privat und öffentlich finanzierte Reaktorsicherheitsforschung zur Aufklärung der jeweiligen Ereignisabläufe und ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung geleistet hat. In diesem Forschungskontext spielen, auch international, die Methoden der so genannten Computational Fluid Dynamics (CFD) eine zunehmende Rolle. Deshalb widmete sich eine Sitzung den Grundlagen, Möglichkeiten und Grenzen von CFD-Methoden. Dabei wurden u.a. Anwendungen zur Borvermischung und zum Verhalten von Mineralwolle im Sumpf präsentiert.

DYN3D is an best estimate advanced code for the three-dimensional simulation of steady-states and transients in light water reactor cores with quadratic and hexagonal fuel assemblies. Burnup and poison-dynamic calculations can be performed. For the investigation of wide range transients, DYN3D is coupled with system codes as ATHLET and RELAP5. The neutron kinetic model is based on the solution of the three-dimensional two-group neutron diffusion equation by nodal expansion methods. The thermal-hydraulics comprises a one- or two-phase coolant flow model on the basis of four differential balance equations for mass, energy and momentum of the two-phase mixture and the mass balance for the vapour phase. Various cross section libraries are linked with DYN3D. Systematic code validation is performed by FZR and independent organizations.

Ziel dieser Arbeit war es, die Auswirkungen der im Kühlmittel von Leichtwasserreaktoren zur Reaktivitätssteuerung eingesetzten Borverbindungen auf Siedeprozesse – und damit indirekt auf die Wärmeabfuhr der Brennelemente – zu untersuchen. Bei den Siedeversuchen, die Gegenstand der vorliegenden Arbeit sind, wurde besonders auf eine realitätsnahe Annäherung an die Reaktorparameter Wert gelegt. Als Unterstützung zur Interpretation der Ergebnisse dienten eigene Messungen von signifikanten physikalischen Stoffdaten an wässrigen Borsäure- und Pentaboratlösungen. Die Siedeprozesse wurden in einer eigens für diese Analysen konzipierten und errichteten Versuchsanlage SECA unter Verwendung eines Leitfähigkeitsgittersensors sowie einer Hochgeschwindigkeitskamera bei Drücken von maximal 40 bar und Temperaturen bis zu 250 °C untersucht. Entsprechend der in den Untersuchungen gewonnenen Erkenntnis wird für reale Reaktoren fol-gendes angenommen: Die Anwesenheit von Borsäure hat keinen Einfluss auf großvolumige Sie-devorgänge im betrachteten Störfallszenario eines Druckwasserreaktors, und die Auswirkungen auf das unterkühlte Sieden sind vernachlässigbar gering. Es ist nicht zu erwarten, dass der Wärmeübergang von den Brennelementen an das Kühlmittel beeinflusst wird. Bei einer Einspeisung von Pentaborat in Siedewasserreaktoren kann jedoch davon ausgegangen werden, dass der Wärmeübergang durch eine Verkleinerung der Blasen verbessert wird. Weitere Untersuchungen bezüglich des Austrages von Pentaborat an der Phasengrenze sowie der Bildung von Schäumen sind jedoch notwendig, und es ist den Fragen nachzugehen, ob sich diese Schäume auch bei der Einspeisung von Pentaborat in einen Siedewasserreaktor bilden können und welche Auswirkungen diese auf die oberhalb des Kerns befindlichen Dampfabscheiderzyklone und Dampftrockner haben.