A utilização de varetas elétricas, diretas ou indiretas, é prática usual nos estudos dos problemas termo-hidráulicos em reatores nucleares. As varetas elétricas, fabricadas com elementos resistivos a base de ligas metálicas, encontram limitações quanto à sua utilização em temperaturas elevadas (acima de 1.000 C) e altos fluxos de calor superficial (250 W/cm2), devido à possibilidade de fusão do elemento resistivo. A utilização de ligas a base de platina e tântalo é uma solução técnica viável, porém, economicamente discutível. O grafite sintético e o conjugado carbono/carbono representam uma alternativa às ligas metálicas, pois são materiais elétricamente condutores e conservam a resistência mecânica em elevadas temperaturas (3.000 C). Foram fabricadas varetas elétricas indiretas com elementos resistivos de grafite sintético e de carbono/carbono. O processo de fabricação utilizado, que inclui o forjamento rotativo, inviabilizou a utilização do grafite sintético, como elemento resistivo, sendo obtidas apenas varetas com elemento resistivo de carbono/carbono. Os ensaios de potência realizados, mostraram que as varetas elétricas, com elemento resistivo de carbono/carbono, apresentam condições de utilização confiáveis, até o valor de 100 W/cm2 e que este valor pode ser superado, mediante uma melhor opção na escolha dos materiais complementares (revestimento e isolante elétrico).

Desenvolvemos uma aplicação das análises espectrais por Fourier e wavelet para o estudo de flutuações intermitentes e não estacionárias. Para isso, elaboramos algoritmos adequados, que revelam os modos principais presentes nas flutuações analisadas e as suas evoluções. Baseados nesses algoritmos, apresentamos um método para a seleção de \"bursts\" (irrupções) em meio ao background da série intermitente anali­sada. Inicialmente, aplicamos essa análise às flutuações intermitentes obtidas inte­grando numericamente as equações de Lorenz. Dessa forma, obtivemos a evolução do espectro das frequências dessas flutuações e selecionamos os seus bursts. Simi­larmente, obtivemos a evolução dos espectros de frequência de flutuações elétricas turbulentas medidas no tokamak TCABR. Confirmamos que a análise por wavelet é adequada para observar a modulação da turbulência pelas oscilações magnéticas. Para essas flutuações, selecionamos os bursts intermitentes presentes nas flutuações turbulentas e obtivemos as distribuições dos intervalos de tempo entre bursts sucessivos. Obtivemos, ainda, as distribuições das medidas da flutuação da turbulência no TCABR. Com a modulação mencionada, a distribuição obtida pode ser reproduzida como a convolução entre as distribuições senoidais (associadas às flutuações magnéticas) e uma distribuição (associada às flutuações turbulentas) como a obser­vada sem a modulação (como as observadas no plasma não perturbado). / We apply the Fourier and wavelet spectral analyses to study nonstationary inter­mittent fluctuations. For that we introduce algorithms that show the dominant fre­quency modes and their evolution. Moreover, applying these algorithms, we present a method to discriminate the burst from the background in the intermittent fluctuations. Initially, we apply this analysis to the intermittent fluctuations obtained integrating numerically the Lorenz equations. Thus, we obtain the frequency spectra evolution of these fluctuations as well as the selected bursts sequence. Similarly, we obtain the frequency spectra evolution for the electric plasma edge turbulence in the TCABR tokamak. We confirm that the wavelet analysis describes well the turbulence modulation by the magnetic fluctuations. For this turbulence, we selected the intermittent bursts and present the histograms of the time interval between two successive bursts. Furthermore, we also present the PDFs of the total turbulent fluctuations. When the turbulence is modulated by the magnetic fluctuation, the observed PDF is interpreted as the convolution between sine distributions (due to the magnetic fluctuations influence) and the distribution (due to the turbulence) observed without modulation.

Durante um acidente em uma usina nuclear, a integridade do vaso pressurizado deve ser assegurada. Em resposta a um possível derretimento do combustível nuclear, a atual geração de usinas possui um sistema para a injeção de água potável na cavidade do vaso pressurizado com intuito de resfriar sua parede, prevenindo danos a sua estrutura e evitando o vazamento de material radioativo. Esse estudo considerou o uso de água marinha como refrigerante para inundar a cavidade do vaso pressurizado combinado com a fixação de um estrutura porosa em forma de grade em sua parede externa como meio de aprimorar a margem de segurança durante a contenção de acidentes. Experimentos de longa duração para a ebulição em piscina de água marinha artificial foram conduzidos em uma superfície circular de cobre plana com 30 mm de diâmetro. Foi encontrado um fluxo de calor crítico de 1; 6 MW/m2 sob pressão atmosférica. Esse valor é significantemente maior que aquele obtido (1; 0 MW/m2) nas mesmas condições experimentais. Foi verificado que os depósitos de sais marinhos podem aumentar a molhabilidade e a capilaridade da superfície de teste, aprimorando assim o fluxo crítico. Combinando a água marinha e a fixação da estrutura porosa sobre a superfície de teste, verificou-se um melhora no coeficiente de transmissão de calor e no fluxo de calor crítico de até 110 % (2; 1 MW/m2), quando comparado a água destilada na superfície limpa, sem a instalação da estrutura. Após os experimentos, foi identificado que muitos dos poros presentes nas superfícies da estrutura porosa encontravam-se bloqueados devido ao aglutinamento de sais marinhos. Isso levou a conclusão que o aumento no valor do fluxo crítico observado para a água marinha artificial ocorreu devido, principalmente, a separação das fases líquida e gasosa do fluido na região próxima a superfície de teste, efeito proporcionado pela forma de grade da estrutura porosa, e ao aumento da molhabilidade e capilaridade da superfície devido a formação dos depósitos marinhos. / During a severe nuclear power plant accident, the integrity of the reactor pressure vessel must be assured. In response to a possible fuel meltdown, operators of the current generation of nuclear power plants are likely to inject water into the reactor pressure vessel to cool down the reactor vessel wall, preserving its integrity and avoiding leakage of radioactive material. This study considers the use of seawater to flood a reactor pressure vessel combined with the attachment of a honeycomb porous plate (HPP) on the vessel outer wall as a way to improve the safety margins for in-vessel retention of fuel. In long-duration experiments, saturated pool boiling of artificial seawater was performed with an upward-facing plain copper heated surface 30 mm in diameter. The resulting value for critical heat flux (CHF) was 1; 6 MW/m2 at atmospheric pressure, a value significantly higher than the CHF obtained when the working fluid was distilled water (1; 0 MW/m2). It was verified that sea-salt deposits could greatly improve surface wettability and capillarity, enhancing the CHF. The combination of artificial seawater and an HPP attached to the heated surface improved the boiling heat transfer coefficient and increased the CHF up to 110% (2; 1 MW/m2) as compared to distilled water on a bare surface. After the artificial seawater experiments, most of the wall micropores of the HPP were clogged because of sea-salt aggregation on the HPP top and bottom surfaces. Thus, the CHF enhancement observed in this case was attributed mainly to the separation of liquid and vapor phases provided by the HPP channel structure and improvement of surface wettability and capillarity by sea-salt deposition.

Sistemas pneumáticos de irradiação são instalações utilizadas em reatores nucleares de pesquisa. Sua função principal é de prover um meio rápido de envio de materiais para irradiação em posições localizadas nas proximidades do núcleo do reator. Durante sua utilização, cápsulas contendo os materiais de estudo são enviadas por meio de tubulações utilizando um fluido propulsor gasoso. Ao chegar à posição desejada, a cápsula sofre a exposição à radiação proveniente do reator possibilitando as transformações do material alocado em seu interior, porém como consequência da exposição também ocorre seu aquecimento térmico. Este trabalho estudou de forma numérica, utilizando a dinâmica dos fluidos computacional (CFD) e experimental, por meio de uma bancada de ensaios, o escoamento e transferência de calor durante o processo de irradiação. Os resultados encontrados demonstraram um aquecimento significativo para tempos de irradiação na ordem de 1 minuto considerando uma taxa de geração de calor constante, provocando a elevação da temperatura da cápsula a valores críticos para materiais de fabricação das cápsulas comumente utilizados como o polietileno de alta densidade (PEAD). Além disso, foram levantados os campos de velocidade, pressão e temperatura para o fluido propulsor e água de resfriamento no interior do tubo de irradiação que abriga a cápsula durante sua irradiação e avaliadas as respostas para diferentes modelos de turbulência nas simulações numéricas. Em função dos resultados obtidos concluiu-se que o estudo desenvolvido possibilitou exemplificar o processo de aquecimento das cápsulas e fornecer informações sobre as características do escoamento no interior do tubo de irradiação que abriga as cápsulas durante o processo de exposição. A utilização de diferentes modelos de turbulência nas simulações gerou resultados similares para o caso de estudo, porém pequenas variações em regiões de escoamento próximo à parede e em zonas de recirculação foram encontradas. / Pneumatic irradiation system facilities are used in nuclear research reactors. Its main function is to provide a fast means of sending materials to irradiation positions located near the reactor core. Capsules containing the sample materials are sent through pipes using a gaseous fluid propellant. Upon reaching the desired position, the capsule undergoes exposure to radiation from the reactor enabling the transformation of the material allocated inside, but as a consequence of exposure, its thermal heating also occurs. This study investigated numerically, using computational fluid dynamics (CFD), and experimentally the flow and heat transfer during the irradiation process. The results showed a significant heating for irradiation times on the order of 1 minute, considering a constant heat generation rate, thus causing increase in the capsule temperature up to critical values, for the materials that are commonly used for their manufacture. In particular, this is the case of the high density polyethylene (HDPE). Furthermore, the velocity, pressure and temperature fields were obtained for the propellant fluid and cooling water inside the irradiation tube house during its irradiation and the response of different turbulence modeling in the numerical simulations were analyzed. Based on the results obtained, it was possible to conclude that the developed study exemplified the heating process of the capsules and provided information about the characteristics of the flow inside the irradiation tube that houses the capsules during the exposure process. The use of different turbulence models in the simulations generated similar results for the study, however small variations in regions of flow near to the wall and inside recirculation zones were found.

O presente trabalho visa contribuir com o desenvolvimento sistemático de novas metodologias experimentais da medida da reatividade de arranjos físseis subcríticos, utilizando: estatísticas de alta ordem das contagens de nêutrons com detectores no modo pulso, o recente conceito de reatividade generalizada, e as instalações do reator IPEN/MB-01. Este trabalho reuniu em um só texto diversos aspectos da implementação destes tipos de medidas. Diferentemente das demais técnicas utilizadas nas medidas da reatividade subcrítica, as metodologias apresentadas neste trabalho tem o potencial para permitir a medida experimental da reatividade subcrítica sem a necessidade da estimativa prévia de quaisquer outros parâmetros cinéticos, obtidos de forma teórica ou experimental, calibração de fontes externas ou detectores.A princípio, os métodos estatísticos de alta ordem das contagens de nêutrons permitem obter diretamente o valor da subcriticalidade (ou o fator de multiplicação) de um arranjo físsil, independentemente do modelo de física subcrítica utilizado, sem a utilização de infra-estrutura diferenciada (como uma fonte pulsada de nêutrons), sendo uma extensão natural das metodologias que utilizam estatísticas de ordens inferiores - por exemplo, Feymann-. E este conteúdo estatístico diferenciado dos momentos de altas ordens das contagens de nêutrons, o principal motivador da implementação deste trabalho. Apesar de suas potencialidades, a implementação experimental do método esbarra no tempo e taxa de aquisição de dados; ou seja, na quantidade de conteúdo estatístico necessária para a obtenção de medida útil. Exatamente esta dificuldade impediu a obtenção de uma medida útil/prática nas instalações do reator IPEN/MB-01. Existem, entretanto, outras formas de explorar estatísticas ordem superior. Por exemplo, uma extensão do método de Rossi- sugerida neste trabalho pode utilizar auto bi-correlações (coincidências triplas não acidentais de contagens). A despeito do alto valor das incertezas, os aspectos estatísticos fundamentais de uma medida foram preservados nos métodos empregados neste trabalho. O método das auto bicorrelações é conceitualmente mais robusto contra as influências do tempo morto do sistema de aquisição de dados. Ao longo de sua execução, o presente trabalho visou preencher algumas lacunas de procedimentos experimentais aparentemente pouco abordadas por outros autores, permitindo estabelecer métodos estatisticamente mais rigorosos. Entre as contribuições neste sentido destacam-se, entre outras, as correções por tempo morto ou as geradas pela correlação entre os parâmetros estatísticos em tela. Do ponto de vista teórico, este trabalho sugere duas maneiras originais de abordar o mesmo problema da utilização de estatísticas de altas ordens: (a) auto bicorrelações; e (2) os biespectros de densidade de espectral de potência própria, sendo o primeiro explorado experimentalmente/estatisticamente em detalhes. / The present work aims to contribute to the systematic development of new experimental methods of measuring the reactivity of any subcritical fissile arrangements using: high-order statistics of neutron counts from neutron detectors working in pulse mode, the recent concept general reactivity, and the IPEN/MB-01 facility. This thesis brought together in a single text various aspects concerning the proper implementation of these types of measures. Unlike other techniques used in measurements of subcritical reactivity, the methodologies presented in this thesis has the potential to allow the experimental measurement of subcritical reactivity without the prior estimate of any other kinetic parameters, obtained from experiments or from theoretical considerations, external sources calibrations or detectors e ciency measurements. At first, the high-order statistical methods of neutron counts allow to obtain directly the value of the subcriticality (or multiplication factor) from an fissile arrangement regardless the type of subcritical physical theory, and also without the use of unusual infrastructure (such as a pulsed neutron source). These methods are a natural extension of those that use lower order statistics - for example, Feymann-. The greater information content in high order statistics of neutron counting is the main reason for the implementation of this work. Despite its potential, the experimental implementation of the method found huge problems concerning acquisition time and rate of data acquisition. This difficulty overcome any effort in order to obtain a useful measurement inside the IPEN/MB-01 nuclear reactor (a critical facility). However, there are other ways to exploit higher order statistics. For example, an extension of the Rossi- method suggested in this thesis used self bicorrelations. Though the high variance values of obtained results, the fundamental statistical requirements of a measurement were preserved, once the proposed methodologies are observed. It was proposed a methodology to handle dead time issues, in order to allow one to carry out measurement at higher detection rates. Throughout its execution, this thesis aimed to fulfill some gaps in the experimental procedures apparently not addressed by other authors, allowing the establishment of more rigorous statistical procedures. Regarding those contributions, dead time corrections stands out together with the concerning for correlation treatment between the statistical parameters. From the theoretical point of view, this thesis suggests two new ways to address the same problem of using high order statistics of neutron detections in pulse mode: (1) self-bicorrelations, and (2) self-bispectra (power spectral density in two axis). The first was experimentally tested and exhaustively detailed, the second one was only suggested as a theoretical speculation to be confronted against experimental evidence

Desenvolvemos uma aplicação das análises espectrais por Fourier e wavelet para o estudo de flutuações intermitentes e não estacionárias. Para isso, elaboramos algoritmos adequados, que revelam os modos principais presentes nas flutuações analisadas e as suas evoluções. Baseados nesses algoritmos, apresentamos um método para a seleção de \"bursts\" (irrupções) em meio ao background da série intermitente anali­sada. Inicialmente, aplicamos essa análise às flutuações intermitentes obtidas inte­grando numericamente as equações de Lorenz. Dessa forma, obtivemos a evolução do espectro das frequências dessas flutuações e selecionamos os seus bursts. Simi­larmente, obtivemos a evolução dos espectros de frequência de flutuações elétricas turbulentas medidas no tokamak TCABR. Confirmamos que a análise por wavelet é adequada para observar a modulação da turbulência pelas oscilações magnéticas. Para essas flutuações, selecionamos os bursts intermitentes presentes nas flutuações turbulentas e obtivemos as distribuições dos intervalos de tempo entre bursts sucessivos. Obtivemos, ainda, as distribuições das medidas da flutuação da turbulência no TCABR. Com a modulação mencionada, a distribuição obtida pode ser reproduzida como a convolução entre as distribuições senoidais (associadas às flutuações magnéticas) e uma distribuição (associada às flutuações turbulentas) como a obser­vada sem a modulação (como as observadas no plasma não perturbado). / We apply the Fourier and wavelet spectral analyses to study nonstationary inter­mittent fluctuations. For that we introduce algorithms that show the dominant fre­quency modes and their evolution. Moreover, applying these algorithms, we present a method to discriminate the burst from the background in the intermittent fluctuations. Initially, we apply this analysis to the intermittent fluctuations obtained integrating numerically the Lorenz equations. Thus, we obtain the frequency spectra evolution of these fluctuations as well as the selected bursts sequence. Similarly, we obtain the frequency spectra evolution for the electric plasma edge turbulence in the TCABR tokamak. We confirm that the wavelet analysis describes well the turbulence modulation by the magnetic fluctuations. For this turbulence, we selected the intermittent bursts and present the histograms of the time interval between two successive bursts. Furthermore, we also present the PDFs of the total turbulent fluctuations. When the turbulence is modulated by the magnetic fluctuation, the observed PDF is interpreted as the convolution between sine distributions (due to the magnetic fluctuations influence) and the distribution (due to the turbulence) observed without modulation.

O presente trabalho visa contribuir com o desenvolvimento sistemático de novas metodologias experimentais da medida da reatividade de arranjos físseis subcríticos, utilizando: estatísticas de alta ordem das contagens de nêutrons com detectores no modo pulso, o recente conceito de reatividade generalizada, e as instalações do reator IPEN/MB-01. Este trabalho reuniu em um só texto diversos aspectos da implementação destes tipos de medidas. Diferentemente das demais técnicas utilizadas nas medidas da reatividade subcrítica, as metodologias apresentadas neste trabalho tem o potencial para permitir a medida experimental da reatividade subcrítica sem a necessidade da estimativa prévia de quaisquer outros parâmetros cinéticos, obtidos de forma teórica ou experimental, calibração de fontes externas ou detectores.A princípio, os métodos estatísticos de alta ordem das contagens de nêutrons permitem obter diretamente o valor da subcriticalidade (ou o fator de multiplicação) de um arranjo físsil, independentemente do modelo de física subcrítica utilizado, sem a utilização de infra-estrutura diferenciada (como uma fonte pulsada de nêutrons), sendo uma extensão natural das metodologias que utilizam estatísticas de ordens inferiores - por exemplo, Feymann-. E este conteúdo estatístico diferenciado dos momentos de altas ordens das contagens de nêutrons, o principal motivador da implementação deste trabalho. Apesar de suas potencialidades, a implementação experimental do método esbarra no tempo e taxa de aquisição de dados; ou seja, na quantidade de conteúdo estatístico necessária para a obtenção de medida útil. Exatamente esta dificuldade impediu a obtenção de uma medida útil/prática nas instalações do reator IPEN/MB-01. Existem, entretanto, outras formas de explorar estatísticas ordem superior. Por exemplo, uma extensão do método de Rossi- sugerida neste trabalho pode utilizar auto bi-correlações (coincidências triplas não acidentais de contagens). A despeito do alto valor das incertezas, os aspectos estatísticos fundamentais de uma medida foram preservados nos métodos empregados neste trabalho. O método das auto bicorrelações é conceitualmente mais robusto contra as influências do tempo morto do sistema de aquisição de dados. Ao longo de sua execução, o presente trabalho visou preencher algumas lacunas de procedimentos experimentais aparentemente pouco abordadas por outros autores, permitindo estabelecer métodos estatisticamente mais rigorosos. Entre as contribuições neste sentido destacam-se, entre outras, as correções por tempo morto ou as geradas pela correlação entre os parâmetros estatísticos em tela. Do ponto de vista teórico, este trabalho sugere duas maneiras originais de abordar o mesmo problema da utilização de estatísticas de altas ordens: (a) auto bicorrelações; e (2) os biespectros de densidade de espectral de potência própria, sendo o primeiro explorado experimentalmente/estatisticamente em detalhes. / The present work aims to contribute to the systematic development of new experimental methods of measuring the reactivity of any subcritical fissile arrangements using: high-order statistics of neutron counts from neutron detectors working in pulse mode, the recent concept general reactivity, and the IPEN/MB-01 facility. This thesis brought together in a single text various aspects concerning the proper implementation of these types of measures. Unlike other techniques used in measurements of subcritical reactivity, the methodologies presented in this thesis has the potential to allow the experimental measurement of subcritical reactivity without the prior estimate of any other kinetic parameters, obtained from experiments or from theoretical considerations, external sources calibrations or detectors e ciency measurements. At first, the high-order statistical methods of neutron counts allow to obtain directly the value of the subcriticality (or multiplication factor) from an fissile arrangement regardless the type of subcritical physical theory, and also without the use of unusual infrastructure (such as a pulsed neutron source). These methods are a natural extension of those that use lower order statistics - for example, Feymann-. The greater information content in high order statistics of neutron counting is the main reason for the implementation of this work. Despite its potential, the experimental implementation of the method found huge problems concerning acquisition time and rate of data acquisition. This difficulty overcome any effort in order to obtain a useful measurement inside the IPEN/MB-01 nuclear reactor (a critical facility). However, there are other ways to exploit higher order statistics. For example, an extension of the Rossi- method suggested in this thesis used self bicorrelations. Though the high variance values of obtained results, the fundamental statistical requirements of a measurement were preserved, once the proposed methodologies are observed. It was proposed a methodology to handle dead time issues, in order to allow one to carry out measurement at higher detection rates. Throughout its execution, this thesis aimed to fulfill some gaps in the experimental procedures apparently not addressed by other authors, allowing the establishment of more rigorous statistical procedures. Regarding those contributions, dead time corrections stands out together with the concerning for correlation treatment between the statistical parameters. From the theoretical point of view, this thesis suggests two new ways to address the same problem of using high order statistics of neutron detections in pulse mode: (1) self-bicorrelations, and (2) self-bispectra (power spectral density in two axis). The first was experimentally tested and exhaustively detailed, the second one was only suggested as a theoretical speculation to be confronted against experimental evidence

Durante um acidente em uma usina nuclear, a integridade do vaso pressurizado deve ser assegurada. Em resposta a um possível derretimento do combustível nuclear, a atual geração de usinas possui um sistema para a injeção de água potável na cavidade do vaso pressurizado com intuito de resfriar sua parede, prevenindo danos a sua estrutura e evitando o vazamento de material radioativo. Esse estudo considerou o uso de água marinha como refrigerante para inundar a cavidade do vaso pressurizado combinado com a fixação de um estrutura porosa em forma de grade em sua parede externa como meio de aprimorar a margem de segurança durante a contenção de acidentes. Experimentos de longa duração para a ebulição em piscina de água marinha artificial foram conduzidos em uma superfície circular de cobre plana com 30 mm de diâmetro. Foi encontrado um fluxo de calor crítico de 1; 6 MW/m2 sob pressão atmosférica. Esse valor é significantemente maior que aquele obtido (1; 0 MW/m2) nas mesmas condições experimentais. Foi verificado que os depósitos de sais marinhos podem aumentar a molhabilidade e a capilaridade da superfície de teste, aprimorando assim o fluxo crítico. Combinando a água marinha e a fixação da estrutura porosa sobre a superfície de teste, verificou-se um melhora no coeficiente de transmissão de calor e no fluxo de calor crítico de até 110 % (2; 1 MW/m2), quando comparado a água destilada na superfície limpa, sem a instalação da estrutura. Após os experimentos, foi identificado que muitos dos poros presentes nas superfícies da estrutura porosa encontravam-se bloqueados devido ao aglutinamento de sais marinhos. Isso levou a conclusão que o aumento no valor do fluxo crítico observado para a água marinha artificial ocorreu devido, principalmente, a separação das fases líquida e gasosa do fluido na região próxima a superfície de teste, efeito proporcionado pela forma de grade da estrutura porosa, e ao aumento da molhabilidade e capilaridade da superfície devido a formação dos depósitos marinhos. / During a severe nuclear power plant accident, the integrity of the reactor pressure vessel must be assured. In response to a possible fuel meltdown, operators of the current generation of nuclear power plants are likely to inject water into the reactor pressure vessel to cool down the reactor vessel wall, preserving its integrity and avoiding leakage of radioactive material. This study considers the use of seawater to flood a reactor pressure vessel combined with the attachment of a honeycomb porous plate (HPP) on the vessel outer wall as a way to improve the safety margins for in-vessel retention of fuel. In long-duration experiments, saturated pool boiling of artificial seawater was performed with an upward-facing plain copper heated surface 30 mm in diameter. The resulting value for critical heat flux (CHF) was 1; 6 MW/m2 at atmospheric pressure, a value significantly higher than the CHF obtained when the working fluid was distilled water (1; 0 MW/m2). It was verified that sea-salt deposits could greatly improve surface wettability and capillarity, enhancing the CHF. The combination of artificial seawater and an HPP attached to the heated surface improved the boiling heat transfer coefficient and increased the CHF up to 110% (2; 1 MW/m2) as compared to distilled water on a bare surface. After the artificial seawater experiments, most of the wall micropores of the HPP were clogged because of sea-salt aggregation on the HPP top and bottom surfaces. Thus, the CHF enhancement observed in this case was attributed mainly to the separation of liquid and vapor phases provided by the HPP channel structure and improvement of surface wettability and capillarity by sea-salt deposition.

Submitted by Pedro Barros (pedro.silvabarros@ufpe.br) on 2018-08-22T20:19:29Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) DISSERTAÇÃO Rhayanne Yalle Negreiros Costa.pdf: 2681406 bytes, checksum: 3d80c34f818b93c881e614e282df8092 (MD5) / Approved for entry into archive by Alice Araujo (alice.caraujo@ufpe.br) on 2018-08-29T21:33:19Z (GMT) No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) DISSERTAÇÃO Rhayanne Yalle Negreiros Costa.pdf: 2681406 bytes, checksum: 3d80c34f818b93c881e614e282df8092 (MD5) / Made available in DSpace on 2018-08-29T21:33:19Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) DISSERTAÇÃO Rhayanne Yalle Negreiros Costa.pdf: 2681406 bytes, checksum: 3d80c34f818b93c881e614e282df8092 (MD5) Previous issue date: 2017-06-22 / CNPq / Os benefícios da utilização de tecnologia nuclear para a geração de energia são inúmeros. É uma fonte com poucas emissões de gases do efeito estufa, podendo suprir a crescente demanda sem impactos tão severos ao meio ambiente; que possui alta regularidade, podendo fornecer estabilidade aos sistemas energéticos; e que ajuda a desenvolver tecnologia e conhecimento. O reator AP1000 da companhia Westinghouse busca o desenvolvimento de sistemas mais simples e com maior confiabilidade, com redução de equipamentos e materiais, e menores chances de acidentes graves como fusão do núcleo do reator ou grandes emissões radioativas. Para isso, utiliza-se de tecnologia passiva e sistemas simplificados exigindo menos intervenções e tornando-o uma das tecnologias mais robustas atualmente. O AP1000 é o reator do tipo PWR mais seguro e economicamente favorável do mercado. Essas características o tornam um dos sistemas em uso mais pesquisados. Entretanto, sistemas complexos como um reator nuclear podem encontrar-se submetidos a diversos cenários que precisam ser avaliados para que os níveis de segurança dos mesmos possam ser determinados. Uma das informações mais importantes para a operação do reator é o comportamento térmico do sistema, principalmente dentro do núcleo onde as variações de temperaturas são bruscas e intensas. Esse trabalho busca avaliar um canal nominal do reator AP1000 e seu comportamento térmico em alguns cenários. Para a obtenção dessas informações, aplica-se o Método dos Volumes Finitos (MVF) com o auxílio de software MATLAB para determinar a distribuição de temperaturas em todo o canal. Durante o progresso do presente trabalho, três análises foram desenvolvidas: uma análise unidimensional e uma bidimensional, ambas estacionárias, e uma bidimensional transitória. A partir da análise unidimensional foi possível verificar que tanto a aproximação adotada para a integral volumétrica da geração de calor, quanto os métodos adotados são apropriados para avaliar sistemas térmicos como os desse trabalho. A análise bidimensional estacionária apresenta os impactos da consideração do gap e da transmissão de calor na direção axial nas barras de combustível nuclear. Ambos fatores influenciam de maneira relevante as distribuições de temperaturas do sistema, e não devem ser desprezados em análises mais precisas. Por fim, as análises bidimensionais transitórias permitiram determinar que o sistema permaneceu seguro mesmo submetido a bloqueios de até 30% da vazão do refrigerante na entrada do canal. Entretanto, quando a dissipação de calor axial foi desprezada, apenas sob o primeiro bloqueio (10%) o canal permaneceu seguro. / The benefits of nuclear technology usage for power generation are numerous. It is a low greenhouse gases emission source, capable of helping to provide for the growing demand with minor environmental impacts; it is a highly reliable resource due to its regularity offering stability to energy systems; and it helps to develop technology and knowledge. Westinghouse Co. AP1000 reactor is the development of a simpler and more reliable system, with less equipment and materials, and smaller probability of serious accidents such as melting of the reactor core or large radiation emissions. It uses passive technology and simplified systems that requires fewer interventions making it one of the most robust technologies nowadays. The AP1000 is the safest and more economically favorable PWR reactor on the market. These features make it one of the most researched systems in use. Complex systems such as a nuclear reactor may be subjected to various scenarios that need to be evaluated in order to determine its safety levels. One of the most important information for the operation of the reactor is the thermal behavior of the system, especially in the core where the variations are sudden and intense. This work aims to evaluate a nominal channel of AP1000 reactor and its thermal behavior in a few scenarios. This information is obtained through the application of Finite Volume Method (FVM) with MATLAB software aid that determines the temperature distribution throughout the channel. During the present study, three analyzes were developed: a one-dimensional and a two-dimensional analysis, both stationary, and a transient two-dimensional analysis. Through one-dimensional analysis it was possible to verify that both the approximation adopted for the volumetric integral of heat generation, and the methods are appropriate to evaluate thermal systems like those in this work. The two-dimensional stationary analysis presents the impacts of gap consideration and axial heat transfer in the nuclear fuel rods. Both factors are relevant for temperature distributions and should not be neglected in more precise analyzes. Finally, the transient two-dimensional analyzes allowed to determine that the system remained safe even under coolant blockages up to 30% at the inlet of the channel. However, when the axial heat dissipation was neglected, the system remained safe only under the first blockage (10%).

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-04T19:28:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Dalle_HugoMoura_D.pdf: 6728358 bytes, checksum: 2c3bf749417a0e9182de201824e76cdd (MD5) Previous issue date: 2005 / Resumo: A utilização do método Monte Carlo na simulação do transporte de partículas em reatores nucleares é crescente e constitui uma tendência mundial. O maior inconveniente dessa técnica, a grande exigência de capacidade de processamento, vem sendo superado pelo contínuo desenvolvimento de processadores cada vez mais rápidos. Esse contexto permitiu o desenvolvimento de metodologias de cálculo neutrônico de reatores nas quais se acopla a parte do transporte de partículas, feita com um código de Monte Carlo, ao cálculo de queima e decaimento radioativo. Neste trabalho tal metodologia de simulação é implantada, validada para reatores de pesquisas, notadamente os do tipo TRIGA e finalmente utilizada na simulação neutrônica do reator TRIGA IPR ¿ RI do CDTN/CNEN. O sistema de códigos empregados é constituído pelos amplamente utilizados códigos MCNP4B (transporte por método Monte Carlo) e ORIGEN2.1 (queima e decaimento radioativo). Apesar dos esforços recentes no sentido de agrupar as duas etapas de cálculo, transporte e queima, em um único código, até o momento esta opção não está disponível e, portanto, um terceiro código é utilizado para realizar o acoplamento transporte/queima. Neste trabalho utilizou-se para tal o código MONTEBURNS. O sistema formado por estes três códigos permitiu obter os parâmetros neutrônicos de interesse do IPR ¿ R1 através apenas de simulação teórica, sem a necessidade de qualquer tipo de ajuste baseado em dados experimentais, em boa concordância com os valores medidos... Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: The use of Monte Carlo methods in particles transport simulations of nuclear reactor is growing fast and constitutes a strong tendency all over the world. The major inconvenient of such techniques is the huge demand of processing power which has been surpassed the development of reactor physics calculation methodologies in which the particles transport part, made by a Monte Carlo transport code, is linked with the burnup and radioactive decay part of the simulation. On this work a such simulation methodology is made operational, validated for research reactors, mainly for TRIGA reactor and finally utilized for reactor physics simulation of the CDTN¿s TRIGA IPR ¿ R1. The adopted codes system is constituted by the widespreadly used codes MCNP4B (Monte Carlo transport) and ORIGEN2.1 (burnup and radioactive decay). In spite of the very recent efforts toward get together both, transport and burnup, in only one code at the moment this is a not available option and therefore, a third code is needed to carry out the linkage transport/burnup. MONTEBURS code was used to this purpose. This three codes system has allowed to obtain the physical parameters of IPR ¿ R1 calculated using only theoretical simulation without any kind of experimental adjustment or interaction between experiments and calculation in good agreement with measured values... Note: The complete abstract is available with the full electronic digital thesis or dissertations / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química