Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T12:55:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T12:55:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T17:48:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T17:48:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The nuclear industry has long relied upon bounding parametric analyses in predicting the safety margins of reactor designs undergoing design-basis accidents. These methods have been known to return highly-conservative results, limiting the operating conditions of the reactor. The Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) method using a modernized version of the Code-Scaling, Applicability, and Uncertainty (CSAU) methodology has been applied to more accurately predict the safety margins of the Oregon State University Advanced Plant Experiment (APEX) facility experiencing a Loss-of-Feedwater Accident (LOFA). The statistical advantages of the Bayesian paradigm of probability was utilized to incorporate prior knowledge when determining the analysis required to justify the safety margins. RELAP5 Mod 3.3 was used to accurately predict the thermal-hydraulics of a primary Feed-and-Bleed response to the accident using assumptions to accompany the lumped-parameter calculation approach. A novel coupling of thermal-hydraulic and statistical software was accomplished using the Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP). Uncertainty in Peak Cladding Temperature (PCT) was calculated at the 95/95 probability/confidence levels under a series of four separate sensitivity studies. / Graduation date: 2013