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

<p> Wire-wrapped rod bundles are often used in nuclear reactors operating in a fast neutron spectrum, as designers seek to minimize neutron scattering by packing the fuel pins into a hexagonal lattice. Bundles with many rods have extensively been studied as representative of large fuel assemblies, however far fewer experiments have investigated bundles with 7 rods (7-pin bundles). The large difference in subchannel number between these bundles leads to 7-pin bundles having different pressure drop characteristics. The Versatile Test Reactor (VTR) sodium cartridge loop proposes to use a 7-pin bundle as its experimental core region, highlighting the need for additional data and models. The current work seeks to establish a better understanding of the pressure drop in 7-pin wire-wrapped rod bundles through scaled experiments and a novel pressure drop model. A scaling analysis is first performed to demonstrate the applicability of water experiments to the VTR sodium cartridge loop, before an experimental test facility is designed and constructed. Experiments are then performed at a range of Reynolds numbers to determine the pressure drop. Current models are able to predict the data well, but are complex and can be difficult to use. A comparatively simpler model is developed, based on exact laminar solutions of a simplified rod bundle, which also offers a theoretical lower bound for the pressure drop in wire-wrapped bundles. The proposed model compares well with the existing experimental database, able to predict bundle friction factor with an average absolute percent difference of 10.8%. This accuracy is also similar to existing correlations, while relying on fewer empirical coefficients. The theoretical lower bound is also used to identify several datasets in literature that may feature data that is systemically lower than the true pressure drop, which agrees with previous observations in literature. </p>