Neste trabalho, propõe-se um estudo para verificação do impacto da redução na concentração de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1, nas análises neutrônica e termo-hidráulica. Ao se desenvolver o referido trabalho, reproduziu-se estudo conduzido anteriormente pelo IPEN-CNEN/SP, simulando a queima de elementos combustíveis, cujas placas laterais apresentam densidade de urânio reduzida para 50, 60 e 70% em relação às demais placas do elemento combustível. Tal estudo inicia-se com a análise neutrônica, cujo primeiro passo é o cálculo das seções de choque dos materiais presentes no núcleo a partir de suas concentrações iniciais, com a utilização do código computacional HAMMER; o segundo passo é o cálculo dos fluxos de nêutrons dos grupos rápido e térmico e das densidades de potência nos elementos combustíveis estudados em modelagem do núcleo feita no código computacional CITATION, que utiliza os dados gerados pelo HAMMER. Terminada a análise neutrônica e definidos os elementos combustíveis mais críticos com maior densidade de potência, executa-se a análise termo-hidráulica, que utiliza o modelo termo-hidráulico MCTR-IEA-R1, o qual é baseado no pacote comercial EES. A densidade de potência gerada pelo CITATION é utilizada como dado de entrada da análise termo-hidráulica nas equações de balanço de energia do modelo para o cálculo das temperaturas nos pontos de interesse. Neste trabalho, é feita a comparação da operação do reator com três diferentes densidades de urânio nas placas laterais. Concluiu-se que a redução da densidade de urânio contribui para que a temperatura da superfície do revestimento não ultrapasse o limite estabelecido como condição de operação do reator; não há impacto significativo na queima final dos elementos combustíveis, nem na reatividade do reator IEA-R1. A redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 mostrou ser uma opção viável para evitar problemas de corrosão devido a altas temperaturas. / This master thesis presents a study to verify the impact of the uranium concentration reduction in the side plates of the reactor IEA-R1 fuel elements on the neutronic and thermal-hydraulic analyses. To develop such study, a previous IPEN-CNEN/SP research was reproduced by simulating the fuel elements burn-up, with side plate uranium density reduced to 50, 60 and 70% of the standard fuel element plates. This research begins with the neutronic analysis using the computer code HAMMER and the first step consists in the calculation of the cross section of all materials presented at the reactor core, with their initial concentration; the second step consists in the calculation of the fast and thermal neutron group fluxes and power densities for fuel elements using the computer code CITATION. HAMMER output data is used as input data. Once the neutronic analysis is finished and the most critical fuel elements with highest power density have been defined, the thermal-hydraulics analysis begins. This analysis uses MCTR-IEA-R1 thermal-hydraulics model, which equations are solved by commercial code EES. Thermal-hydraulics analysis input is the power density data calculated by CITATION: it is considered the highest power density on each fuel element, where there is a higher energy release and, consequently, higher temperatures. This data is used on energy balance equations to calculate temperatures on critical fuel element regions. Reactor operation comparison for three different uranium densities on fuel side plates is presented. Uranium density reduction contributes to the cladding surface temperature to remain below the established limit, as reactor operation safety requirement and it does not affect significantly fuel element final burn-up nor reactor reactivity. The reduction of uranium in the side plates of the fuel elements of the IEA-R1 showed to be a viable option to avoid corrosion problems due to high temperatures.

A significant factor in the overall efficiency of the balance of plant for a future magnetic fusion energy (MFE) reactor is the thermal performance of the divertor. A significant fraction of the reactor power is delivered to the divertor as plasma impurities and fusion products are deposited on its surface. For an advanced MFE device, an average divertor heat load of 10 MW/m² is expected at steady-state operating conditions. Helium cooling of the divertors is one of the most effective ways to accommodate such a heat load. Several helium-cooled divertor designs have been proposed and/or studied during the past decade including the T-Tube divertor, the helium-cooled flat plate (HCFP) divertor, the helium-cooled multi-jet (HEMJ) divertor, the helium-cooled modular divertor with integral fin array (HEMP), and the helium-cooled modular divertor with slot array (HEMS). All of these designs rely on some form of heat transfer enhancement via impinging jets or cooling fins to help improve the heat removal capability of the divertor. For all of these designs very large heat transfer coefficients on the order of 50-60 kW/m²-K have been predicted. As the conditions of a fusion reactor and associated helium flow conditions (600 °C and 10 MPa) are difficult to achieve safely in a controlled laboratory environment, the study of these divertors often relies on computer simulations and experimental modeling at non-prototypical, albeit dynamically similar, conditions. Earlier studies were based on the assumption that, for geometrically similar divertor test modules, dynamic similarity can be achieved by matching only the Reynolds number. Experiments conducted in this investigation using different coolants and test module materials have shown this assumption to be false. Modified correlations for the Nusselt number and loss coefficients for the HEMJ and HEMP-like divertor modules have been developed. These have been used to develop generalized performance curves to predict the divertor performance, i.e. the maximum allowable heat flux and corresponding pumping power fraction, at prototypical conditions. Additionally, a numerical study has been performed to optimize the fin array geometry of the HEMP-like divertor module. The generalized correlations and performance curves developed in this investigation can be incorporated into system design codes, thereby allowing system designers to optimize the divertor geometry and operating conditions.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T18:59:28Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T18:59:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Neste trabalho, propõe-se um estudo para verificação do impacto da redução na concentração de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1, nas análises neutrônica e termo-hidráulica. Ao se desenvolver o referido trabalho, reproduziu-se estudo conduzido anteriormente pelo IPEN-CNEN/SP, simulando a queima de elementos combustíveis, cujas placas laterais apresentam densidade de urânio reduzida para 50, 60 e 70% em relação às demais placas do elemento combustível. Tal estudo inicia-se com a análise neutrônica, cujo primeiro passo é o cálculo das seções de choque dos materiais presentes no núcleo a partir de suas concentrações iniciais, com a utilização do código computacional HAMMER; o segundo passo é o cálculo dos fluxos de nêutrons dos grupos rápido e térmico e das densidades de potência nos elementos combustíveis estudados em modelagem do núcleo feita no código computacional CITATION, que utiliza os dados gerados pelo HAMMER. Terminada a análise neutrônica e definidos os elementos combustíveis mais críticos com maior densidade de potência, executa-se a análise termo-hidráulica, que utiliza o modelo termo-hidráulico MCTR-IEA-R1, o qual é baseado no pacote comercial EES. A densidade de potência gerada pelo CITATION é utilizada como dado de entrada da análise termo-hidráulica nas equações de balanço de energia do modelo para o cálculo das temperaturas nos pontos de interesse. Neste trabalho, é feita a comparação da operação do reator com três diferentes densidades de urânio nas placas laterais. Concluiu-se que a redução da densidade de urânio contribui para que a temperatura da superfície do revestimento não ultrapasse o limite estabelecido como condição de operação do reator; não há impacto significativo na queima final dos elementos combustíveis, nem na reatividade do reator IEA-R1. A redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 mostrou ser uma opção viável para evitar problemas de corrosão devido a altas temperaturas. / This master thesis presents a study to verify the impact of the uranium concentration reduction in the side plates of the reactor IEA-R1 fuel elements on the neutronic and thermal-hydraulic analyses. To develop such study, a previous IPEN-CNEN/SP research was reproduced by simulating the fuel elements burn-up, with side plate uranium density reduced to 50, 60 and 70% of the standard fuel element plates. This research begins with the neutronic analysis using the computer code HAMMER and the first step consists in the calculation of the cross section of all materials presented at the reactor core, with their initial concentration; the second step consists in the calculation of the fast and thermal neutron group fluxes and power densities for fuel elements using the computer code CITATION. HAMMER output data is used as input data. Once the neutronic analysis is finished and the most critical fuel elements with highest power density have been defined, the thermal-hydraulics analysis begins. This analysis uses MCTR-IEA-R1 thermal-hydraulics model, which equations are solved by commercial code EES. Thermal-hydraulics analysis input is the power density data calculated by CITATION: it is considered the highest power density on each fuel element, where there is a higher energy release and, consequently, higher temperatures. This data is used on energy balance equations to calculate temperatures on critical fuel element regions. Reactor operation comparison for three different uranium densities on fuel side plates is presented. Uranium density reduction contributes to the cladding surface temperature to remain below the established limit, as reactor operation safety requirement and it does not affect significantly fuel element final burn-up nor reactor reactivity. The reduction of uranium in the side plates of the fuel elements of the IEA-R1 showed to be a viable option to avoid corrosion problems due to high temperatures.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O estudo termo-hidráulico, utilizado para análise de acidentes e transientes em reatores nucleares, é feito com o uso de algumas ferramentas computacionais sofisticadas. Esses programas utilizam uma filosofia realista (best estimate) para análise de acidentes e transientes em reatores refrigerados à água leve do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) e sistemas associados. O código RELAP5, objeto de nosso estudo, tem sido usado como uma ferramenta para o licenciamento de instalações nucleares no nosso país. Uma das maiores dificuldades na simulação de acidentes e transientes em uma instalação nuclear com o código RELAP5 é a quantidade de informações necessárias, que na maioria dos casos é muito grande. Além disso, existe a necessidade de uma quantidade razoável de operações matemáticas para os cálculos da geometria dos componentes. Portanto, a fim de facilitar a manipulação destas informações, percebeu-se a necessidade do desenvolvimento de um pré-processador amigável com o usuário, para realização desses cálculos e para elaboração dos dados de entrada do RELAP5. A ferramenta escolhida foi o MS-EXCEL, que apresentou grande potencialidade no desenvolvimento do pré-processador desejado. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T18:59:28Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T18:59:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

An investigation into the thermo-mechanical closure effect when a fluid leaks through a crack is presented here. The extended finite element method is the modelling scheme adopted for this, and the application of heat flux and pressure jump conditions along the crack is one of the novel contributions of this work. By modelling the fluid as one dimensional steady state and obtaining a heat transfer coefficient, it has been shown here that coupling the fluid with the structure is possible all within a single element. Convergence studies done with analytical models as a benchmark demonstrate the accuracy of the new method. Simulations are performed with the new element for conditions seen in both gas cooled and water cooled reactors. Significant crack closure is observed when the bulk fluid temperature is 20oC hotter than the structure. It was also found that the amount of closure due to crack wall heating varies depending on the external boundary conditions, this is quantified in the thesis.

Computational Fluid Dynamics (CFD) is increasingly being used in nuclear reactor safety analysis as a tool that enables safety related physical phenomena occurring in the reactor coolant system to be described in more detail and accuracy. Validation is a necessary step in improving predictive capability of a computationa code or coupled computational codes. Validation refers to the assessment of model accuracy incorporating any uncertainties (aleatory and epistemic) that may be of importance. The uncertainties must be identi ed, quanti ed and if possible, reduced. In the rst part of this thesis, a discussion on the development of an approach and experimental facility for the validation of coupled Computational Fluid Dynamics codes and System Thermal Hydraulics (STH) codes is given. The validation of a coupled code requires experiments which feature signi cant two-way feedbacks between the component (CFD sub-domain) and the system (STH sub-domain). Results of CFD analysis that are used in the development of a exible design of the TALL-3D experimental facility are presented. The facility consists of a lead-bismuth eutectic (LBE) thermal-hydraulic loop operating in forced and natural circulation regimes with a heated pool-type 3D test section. Transient analysis of the mixing and strati cation phenomena in the 3D test section under forced and natural circulation conditions in the loop show that the test section outlet temperature deviates from that predicted by analytical solution (which the 1D STH solution essentially is). Also an experimental validation test matrix according to the key physical phenomena of interest in the new experimental facility is developed. In the second part of the thesis we consider the risk related to steam generator tube leakage or rupture (SGTL/R) in a pool-type design of lead-cooled reactor (LFR). We demonstrate that there is a possibility that small steam bubbles leaking from the SGT will be dragged by the turbulent coolant ow into the core region. Voiding of the core might cause threats of reactivity insertion accident or local damage (burnout) of fuel rod cladding. Trajectories of the bubbles are determined by the bubble size and turbulent ow eld of lead coolant. The main objective of such study is to quantify likelihood of steam bubble transport to the core region in case of SGT leakage in the primary coolant system of the ELSY (European Lead-cooled SYstem) design. Coolant ow eld and bubble motion are simulated by CFD code Star-CCM+. First, we discuss drag correlations for a steam bubble moving in liquid lead. Thereafter the steady state liquid lead ow eld in the primary system is modeled according to the ELSY design parameters of nominal full power operation. Finally, the consequences of SGT leakage are modeled by injecting bubbles in the steam generator region. An assessment of the probability that bubbles can reach the core region and also accumulate in the primary system, is performed. The most dangerous leakage positions in the SG and bubble sizes are identi ed. Possible design solutions for prevention of core voiding in case of SGTL/R are discussed.

Dryout and Departure from Nucleate boiling (DNB) are utmost thermal-hydraulic concerns for the safety of LWRs. The behavior of two-phase flows at these conditions is still not fully understood. There is at least a need for a good local velocity and void fraction database at these conditions. This database can be exploited by CFD codes, thereby leading to understanding and predicting DNB and boiling crisis. Since these conditions occur in LWR at pressures greater than 70 bar and temperatures above 285 $^oC$, most instrumentations fail at these conditions. So there is a need for developing or optimizing new instruments for this specific objective. This study will look into the application of Hot Wire Anemometry (HWA) for this application. Previous experiments at near saturation conditions were studied, the hurdles of application of HWA in the HWAT loop at KTH were also investigated. Finally, the deposition of thin film on the HWA sensors for protection was studied. / Dryout och avvikelse från kärnkokning (DNB) är extrema termiska hydrauliska problem för säkerheten för LWR. Tvåfasflödets beteende under dessa förhållanden är fortfarande inte helt förstådd. Det finns ett behov av en god lokal hastighets- och tomrumsfraktionsdatabas under dessa förhållanden. Denna databas kan användas av CFD-koder, vilket leder till att förstå och förutsäga DNB och den kokande krisen. Eftersom dessa förhållanden förekommer i LWR vid tryck större än 70 bar och temperaturer över 285 oC, misslyckas de flesta instrument vid dessa förhållanden. Så det finns ett behov av att utveckla eller optimera nya instrument för detta specifika mål. Denna studie kommer att undersöka tillämpningen av Hot Wire Anemometry (HWA) för denna applikation. Tidigare experiment vid nästan mättnadsförhållanden dissekerades, hinder för tillämpningen av HWA i HWAT-slingan vid KTH undersöktes också. Slutligen undersöks avsättningen av tunn film på HWA-sensorerna för skydd.