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Nuclear reactors are devices in which chain fission reactions are obtained in a controlled manner. The unit that this control represents is the reactivity. By inserting or removing neutron absorber bars the neutron flux is controlled, thereby determining the power levels. Already for long-term control, chemicals with a high absorption cross section are dissolved in the cooling water of the pressurized water reactor (PWR). Boric acid is used for this purpose, due to the B-10 isotope. The purpose of this work was to presents the effectiveness of boron in controlling the reactivity of nuclear reactors cooled to light water. Samples with different concentrations of boric acid were inserted into the IPR-R1 Triga nuclear reactor core from the Development Center of Nuclear Technology (CDTN). Variations of reactivities were evaluated using the Static Reactivity Null Method. The pH and electrical conductivity measurements were performed on the solutions to characterize them. The results obtained made it possible to simulate B-10 consumption during reactor operation and its effect on reactivity with increasing boric acid concentration. The pH values had a very small increase after irradiation. However, the conductivity of the samples had minor changes. As a result of this research, a correlation between various concentrations of boric acid and reactivity of the reactor was raised. Los reactores nucleares son dispositivos en los que se obtienen reacciones en cadena de fisión de forma controlada. La magnitud de este control es la reactividad. Mediante la inserción o remoción de barras absorbentes de neutrones, se controla el flujo de neutrones, determinando así los niveles de potencia. Para un control a largo plazo, las sustancias químicas con una sección transversal de alta absorción se disuelven en el agua de enfriamiento de los reactores de agua a presión (PWR). El ácido bórico se utiliza para este propósito, debido al isótopo B-10. El propósito de este trabajo fue mostrar la eficacia del boro en el control de la reactividad de los reactores nucleares ligeros refrigerados por agua. Se insertaron muestras con diferentes concentraciones de ácido bórico en el núcleo del reactor de investigación nuclear Triga IPR-R1, del Centro para el Desarrollo de Tecnología Nuclear - CDTN. Las variaciones de reactividad se evaluaron utilizando el método estático de reactividad nula. Se realizaron mediciones de pH y conductividad eléctrica en las soluciones para caracterizarlas. Los resultados encontrados permitieron simular el consumo de B-10 durante la operación del reactor y su efecto sobre la reactividad con el aumento de la concentración de ácido bórico. Los valores de pH tuvieron un aumento muy pequeño después de la irradiación. Las conductividades de las muestras tuvieron pocos cambios significativos. Como resultado de esta investigación, se generó una correlación entre varias concentraciones de ácido bórico y la reactividad del reactor. Reatores nucleares são dispositivos em que reações de fissão em cadeia são obtidas de modo controlado. A grandeza que representa este controle é a reatividade. Através da inserção ou remoção de barras absorvedoras de nêutrons controla-se o fluxo de nêutrons, determinando deste modo os níveis de potência. Já para o controle de longo prazo, substâncias químicas com alta seção de choque de absorção, são dissolvidas na água de refrigeração dos reatores à água pressurizada (PWR). O ácido bórico é utilizado para este propósito, devido ao isótopo B-10. O propósito deste trabalho foi mostrar a efetividade do boro no controle da reatividade dos reatores nucleares refrigerados a água leve. Foram inseridas amostras, com concentrações diferentes de ácido bórico no núcleo do reator nuclear de pesquisa Triga IPR-R1, do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN. As variações de reatividades foram avaliadas utilizando o Método Estático da Reatividade Nula. Medidas do pH e da condutividade elétrica foram realizadas nas soluções para caracterizá-las. Os resultados encontrados possibilitaram simular o consumo de B-10 durante a operação do reator e seu efeito na reatividade com o aumento da concentração de ácido bórico. Os valores de pH tiveram um aumento muito pequeno após a irradiação. Já as condutividades das amostras tiverem alterações pouco significativas. Como resultado desta pesquisa, foi levantada uma correlação entre várias concentrações de ácido bórico e a reatividade do reator.

There is a significant worldwide effort to limit global warming. Among the main sectors that have contributed to the warming is the energy sector. In that sense, means of generating energy with low emissions of GHGs have been sought. The use of renewables power such as solar and wind has been steadily increasing. However, only nuclear power and hydropower can generate electricity continuously and reliably and are the only options with low emission of GHGs capable of replacing the power produced by fossil fuels. Therefore, NPPs can be essential allies in combating the emission of GHGs and then reducing global warming to the desired level. Although the new designs of NPPs have sought to reduce costs and construction time, these plants continue to be huge facilities and still costly. At the same time that the design of high- power NPPs has evolved, there have also been advances in small-power plants. In the wake of cost reduction and increasing safety, the SMRs appeared. The term SMRs refers to reactors with modular manufacture and with power generation in the range between 25 MWe to 300 MWe. Thus, SMRs provide low carbon energy as large NPPs but with more flexibility and affordability. Due to its importance, this work discusses the new designs of NPPs, focusing on PWR SMRs. Additionally, the use of a PC-based SMR simulator to study transients originated in normal operation conditions and in accident conditions of NPPs is demostrated.

In this work, a study was carried out on the transient modeling and simulation of nuclear reactors. The viability of nuclear reactors depends on an efficient safety system in the operation of its plants. Much of the safety of these operations is related to the flow of neutrons in these reactors, which requires a well-balanced balance in order to avoid major damage such as overheating and possible explosions. In this work, dynamic simulations of the nuclear fission reactors that allow the application of control tools in the system were recounted. Neste trabalho foi realizado um estudo sobre a modelagem e simulação em regime transiente de reatores nucleares. A viabilidade dos reatores nucleares depende de um sistema de segurança eficiente na operação de suas plantas. Grande parte da segurança dessas operações está relacionada com o fluxo de nêutrons nesses reatores, o que necessita de um balanço bem equilibrado a fim de evitar grandes danos como superaquecimento e possíveis explosões. Neste trabalho, foram relatadas simulações dinâmicas dos reatores nucleares de fissão que permitem a aplicação de ferramentas de controle no sistema.

O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% da tubulação e representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2, utilizadas nesta simulação, funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

A presente discussão é uma extensão de um novo modelo de cinética pontual de nêutrons recentemente desenvolvido, onde a reatividade é decomposta em termos de contribuição de curtas e longas escalas de tempo. A curta escala condiz ao controle operacional do reator, enquanto na longa escala apresentam-se os efeitos da alteração da composição química do combustível nuclear, como consequência do processo de fissão e captura de nêutrons. A evolução apresentada neste trabalho consiste em não só a consideração dos efeitos dos principais venenos de nêutrons como também uma primeira análise dos efeitos de alguns transurânicos, ou seja, Neptúnio-239 e o Plutônio-239. Em virtude da variação isotópica do combustível, o modelo consiste em um sistema de equações não-lineares. O sistema é resolvido através do método da decomposição de Adomian, que expande a solução em uma série infinita, cujas contribuições são obtidas pela solução de sistemas recursivos em que o termo não linear é tratado como termo fonte. O termo fonte é calculado pelos polinômios de Adomian a partir das soluções obtidas nas recursões anteriores. É proposto também abordagens para diagonalizar a matriz linear e reduzir problemas de rigidez existentes, responsáveis pela grande instabilidade no cálculo computacional. Devido a esta instabilidade, utilizaram parâmetros abaixo das condições esperadas para simulações de reatores nucleares, onde o algoritmo apresenta estabilidade no atual estado de desenvolvimento. São apresentados diversos casos de estudo, analisando o comportamento não-linear de um reator nuclear, sujeito à variação da concentração de combustível inicial, desligando e em operação em longa escala de tempo, utilizando combustíveis novos e usados. As contribuições das soluções são analisadas para averiguar convergência da série. O termo residual do sistema de equações é calculado e apresenta-se ordens de grandeza inferior ao sistema de equações (1%). The present discussion is an extension of a new model recently developed of neutrons point kinetics, where the reactivity is decomposed in terms of short and long time scales. The short scale corresponds to the operational control of the reactor, while the long scale corresponds to the effects of the chemical composition variation of the nuclear fuel as a consequence of the fission and neutron capture processes. The improvement presented in this work consists in not only considering the effects of the main neutron poisons but also a first analysis of the effects of some transuranium, Neptunium-239 and Plutonium-239 in this case. Due to the isotope variation of the fuel, the model consists of a system of nonlinear equations. The system is solved through the Adomian decomposition method, which expands the solution into an infinite series, whose contributions are obtained by the solution of recursive systems in which the nonlinear term is treated as the source term. The source term is calculated by the Adomian polynomials from the solutions obtained in previous recursions. Approaches to diagonalize the linear matrix are proposed in order to reduce existing stiffness problems, responsible for the great instability in computational algorithms. Due to this instability, parameters below the expected conditions for simulations of nuclear reactors were used, where the algorithm presents stability in the current state of development. Several case studies are presented, analyzing the nonlinear behavior of a nuclear reactor with different reactivities, subject to initial fuel concentration variation and using new and old fuels. The contributions of the solutions are analyzed to ascertain convergence of the series. The residual term was obtained and presented to be lower by several orders of magnitude compared to the system studied (around 1%).

Orientador: Prof. Dr. Pedro Carajilescov Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, Santo André, 2016. A utilização de elementos combustíveis do tipo placa, em reatores nucleares, está associada principalmente a reatores de pesquisa e reatores de propulsão naval (navios porta aviões e submarinos), trazendo benefícios imediatos na segurança e no desempenho termo-hidráulico do reator. Códigos computacionais são utilizados para o cálculo do comportamento termo-hidráulico do núcleo. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um código termo-hidráulico para um reator nuclear com elementos combustíveis na forma de placas, em linguagem de programação FORTRAN. A partir da entrada dos parâmetros geométricos e das condições de operação e de contorno do reator, o programa realiza a análise do escoamento em regime permanente de potência ou vazão por meio da solução das equações de conservação de massa, quantidade de movimento e energia; além disso, calcula o mínimo DNBR baseado na análise do canal crítico (faz uma análise de fluxo crítico de calor). O código aumenta a representação da malha radial usando o método da cadeia, realizando os cálculos em duas etapas: na Etapa 1, o núcleo é subdividido em subcanais cujo tamanho é equivalente a um elemento combustível e na Etapa 2, o elemento combustível quente é subdividido em subcanais de tamanho equivalente aos canais que o compõem. Na validação do programa, considerou-se o reator de pesquisa CARR (China Advance Research Reactor) e o reator do LABGENE (Reator brasileiro de propulsão naval), obtendo informações detalhadas do núcleo do reator como a perda de carga, distribuição de fluxo mássico, variação de velocidade e temperatura do escoamento ao longo dos canais, título termodinâmico e fluxo crítico de calor no canal quente. A análise mostrou bons resultados quando verificado frente aos obtidos para o reator CARR e para um típico reator de potência PWR. The use of plate-type fuel assembly, in nuclear reactors, are mostly associated to researched reactors and naval propulsion reactors (aircraft carriers and submarines), bringing immediate benefits in security and thermal-hydraulic performance of the reactor. Computational codes are used to calculating the thermal-hydraulic core behavior. This project shows the development of thermal-hydraulic code for plate type fuel reactor, written whit FORTRAN programming language. According to geometric input data, operational and boundary conditions, the code involves the analysis of permanent regime of flow and power through the solution of mass, momentum and energy conservation equation; Furthermore, it makes the calculation of minimum DNBR, based on an analysis of critical channel (Making an analysis of the maximum heat flux). The code has maximized the radial mesh with the use of the chain or cascade method for two stages: in the first stage, the core is subdivided in sub channels, with size equivalent to a fuel assembly and the stage two, the hot fuel assembly is subdivided in sub channels with size equivalent to the one channel that comprise. For the validation of program, was considered the research reactor CARR (China Advance Research Reactor), and the LABGENE reactor (Brazilian reactor of naval propulsion), getting detail information of reactor core as the change of the static pressure in the channel, flux distribution, variation of coolant temperature and coolant velocities, quality and local flux heat in the critical channel. The analysis showed good agreement when checked with the results obtained for CARR reactor and for a typical reactor power PWR.

O objetivo desta tese é introduzir uma nova metodologia para a cinética bidimensional multi- grupo de difusão de nêutrons em reatores nucleares. A metodologia apresentada usa uma aproximação polinomial em um domínio homogêneo retangular com condições de contornos não homogêneas. Como ela consiste em uma série de Taylor truncada, sua estimativa de erro varia de acordo com o tamanho do retângulo. Os coeficientes são obtidos principalmente pelas suas relações com o termo independente, que _e determinado pela equação diferencial. Estas relações são obtidas apenas pelas condições de contorno, e é demonstrado serem linearmente independentes. Um esquema numérico é feito para assegurar uma rápida convergência. Estes procedimentos feitos para um retângulo homogêneo são feitos para construir soluções para problemas de autovalor e dependentes do tempo de geometria ortogonal global com parâmetros seccionalmente constantes pelo método iterativo SOR. O autovalor dominante e sua autofunção são obtidos pelo método da potência no problema de autovalor. A solução para casos dependentes do tempo usam o método de Euler modificado na variável tempo. Quatro casos-teste clássicos são considerados para ilustração. The objective of this thesis is to introduce a new methodology for two{dimensional multi{ group neutron diffusion kinetics in a reactor core. The presented methodology uses a polyno- mial approximation in a rectangular homogeneous domain with non{homogeneous boundary conditions. As it consists on a truncated Taylor series, its error estimates varies with the size of the rectangle. The coefficients are obtained mainly by their relations with the independent term, which is determined by the differential equation. These relations are obtained by the boundary conditions only, and these relations are proven linear independent. A numerical scheme is made to assure faster convergence. The procedures done for one homogeneous rectangle are used to construct the solution of global orthogonal geometry with step{wise constant parameters steady state and time dependent problems by the iterative SOR algo- rithm. The dominant eigenvalue and its eigenfunction are obtained by the power method in the eigenvalue problem. The solution for the time dependent cases uses the modi ed Euler method in the time variable. Four classic test cases are considered for illustration.

A avaliação do desempenho das usinas nucleares durante condições normais de operação ou condições severas de acidentes tem sido um dos principais temas de pesquisa no campo nuclear. Com o objetivo de simular o comportamento dos reatores refrigerados a água vários códigos de análise termo-hidráulica têm sido desenvolvidos ao longo dos anos. Particularmente, o código RELAP5, desenvolvido pelo National Idaho Laboratory, é uma ferramenta best-estimate de análise térmica-hidráulica e um dos códigos mais utilizados na pesquisa e avaliação de reatores nucleares. RELAP5-3D versão 3.0.0 foi utilizado para desenvolver um modelo termo-hidráulico detalhado do reator nuclear Angra 2 usando dados de referência a partir do Relatório Final de Análise de Segurança (Final Safety Analysis Report - FSAR). Angra 2 é a segunda usina nuclear brasileira que iniciou a sua operação comercial em 2001 e está equipada com um reator nuclear do tipo de água pressurizada (PWR) com potência térmica de 3771,0 MW. Simulações do comportamento do reator durante condições de operação normal e acidentes postulados foram feitas. Os resultados obtidos na simulação do reator em estado estacionário foram comparados com parâmetros nominais da usina e demonstraram boa concordância, com erros relativos menores que 1%. Nas simulações de transitórios, os resultados obtidos mostraram-se coerentes e satisfatórios. Este trabalho demonstrou que o modelo é capaz de reproduzir o comportamento termo-hidráulico de Angra 2 para diversas condições de operação e pode contribuir para o processo de análise de segurança da central. The evaluation of Nuclear Power Plants (NPPs) performance during steady-state and accident conditions has been one of the main research subjects in the nuclear field. In order to simulate the behavior of water-cooled reactors, several complex thermal-hydraulic codes systems have been developed. Particularly, the RELAP5 code, developed by the Idaho National Laboratory, is a best-estimate thermal-hydraulic analysis tool and one of the most used in nuclear industry. The RELAP5-3D 3.0.0 code was used to develop a detailed model of Angra 2 nuclear reactor using reference data from the Final Safety Analysis Report. Angra 2 is the second Brazilian NPP, which began commercial operation in 2001. The plant is equipped with a Pressurized Water Reactor (PWR) type with 3771.0 MWt. Simulations of the reactor behavior during normal operation conditions and postulated accident conditions were performed. Results achieved in the reactor steady-state simulation were compared with nominal parameters of the NPP. These results proved to be in good agreement, with relative errors less than 1%. In the transient simulation, the obtained results were coherent and satisfactory. This study demonstrates that the RELAP5-3D model is capable to reproduce the thermal-hydraulic behavior of the Angra 2 PWR during diverse operation conditions and it can contribute for the process of the plant safety analysis.

Na presente tese é resolvida a equação de difusão de nêutrons estacionária, bem como problemas de cinética, em geometria unidimensional cartesiana multi-região considerando o modelo de multigrupos de energia. Um dos objetivos e inovação neste trabalho é a obtenção de uma solução aproximada com estimativa de erro, controle de precisão e na forma de uma expressão analítica. Com esse tipo de solução não há a necessidade de recorrer a esquemas de interpolação, geralmente necessários em caso de discretizações do domínio. O fluxo de nêutrons é expandido em uma série de Taylor cujos coeficientes são encontrados utilizando a equação diferencial e as condições de contorno e interface. O domínio é dividido em várias células, cujo tamanho e o grau do polinômio são ajustáveis de acordo com a precisão requerida. Para resolver o problema de autovalor é utilizado o método da potência. A metodologia é aplicada em um benchmark que consiste na solução da equação de difusão como condição inicial e na solução de problemas de cinética para diferentes transientes. Os resultados são comparados com sucesso com resultados da literatura. A convergência da série é garantida pela aplicação de um raciocínio baseado no critério de Lipschitz para funções contínuas. Cabe ressaltar que a solução obtida, em conjunto com a análise da convergência, mostra a solidez e a precisão dessa metodologia. In the present dissertation the one-dimensional neutron diffusion equation for stationary and kinetic problems in a multi-layer slab has been solved considering the multi-group energy model. One of the objectives and innovation in this work is to obtain an approximate solution with error estimation, accuracy control and in the form of an analytical expression. With this solution there is no need for interpolation schemes, which are usually needed in case of discretization of the domain. The neutron flux is expanded in a Taylor series whose coefficients are found using the differential equation and the boundary and interface conditions. The domain is divided into several layers, whose size and the polynomial order can be adjusted according to the required accuracy. To solve the eigenvalue problem the conventional power method has been used. The methodology is applied in a benchmark problem consisting of the solution of the diffusion equation as an initial condition and solving kinetic problems for different transients. The results are compared successfully with the ones in the literature. The convergence of the series is guaranteed by applying a criterion based on the Lipschitz criterion for continuous functions. Note that the solution obtained, together with the convergence analysis, shows the robustness and accuracy of this methodology.

Neste trabalho, usamos a transformada de Laplace para desenvolver expressões para as condições de contorno tipo albedo para uma e duas regiões refletoras. Nós apresentamos a aplicação da condição de contorno tipo albedo de maneira não convencional. Na prática, os meios multiplicativos dos reatores nucleares são normalmente circundados por materiais refletores, usados para reduzir a fuga de nêutrons. No intuito de retirar a região refletora dos cálculos, introduzimos um coeficiente de reflexão ou parâmetro albedo. Usamos este parâmetro para resolver numericamente a equação da difusão monoenergética e as equações da difusão multigrupo com dois grupos de energia, tanto com fonte fixa quanto com fonte de fissão, pelo método de diferenças finitas. Para os casos de fonte fixa, encontramos os fluxos de nêutrons sem albedo e comparamos com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e a redução no tempo computacional. Já para os casos de fonte de fissão (problema de autovalor), encontramos, sem o parâmetro albedo, os fluxos de nêutrons, os fatores de multiplicação efetivos (Keff), e a potência gerada por região. Comparamos os resultados com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e redução no tempo computacional. A extensão para mais regiões torna-se possível seguindo os passos aqui utilizados, ainda que haja, em contrapartida, um esforço algébrico crescente com o aumento de regiões. In this dissertation we use the Laplace transform to derive expressions for nonstandard albedo boundary conditions for one and two non-multiplying regions at the ends of onedimensional domains. In practice, the fuel regions of reactor cores are surrounded by refletor regions that reduce neutron leakage. In order to exclude the refletor regions from the calculations, we introduce a reflection coefficient or albedo. We use the present albedo boundary conditions to solve numerically slab-geometry monoenergetic and multigroup diffusion equations using the conventional finite difference method. Numerical results are generated for fixed source and eigenvalue diffusion problems in slab geometry.

Este trabalho teve por objetivo obter revestimento de carbeto de silício para esferas combustíveis utilizadas em reatores nucleares do tipo FBNR, através da sinterização de SiC por reação com silício metálico (RBSiC). As matérias-primas foram moídas em moinho de bolas por 24 horas e as temperaturas utilizadas na sinterização foram de 1500° e 2000°C, durante tempos que variaram de 30 a 240 minutos. As amostras foram caracterizadas quanto a fases cristalinas, densidade, microestrutura e resistência mecânica. As peças sinterizadas a 2000°C apresentaram valores de resistência mecânica na faixa de 95 MPa, e densidade de cerca de 90% foram alcançadas, superiores aos valores encontrados para 1500°C.Foram obtidos revestimentos com as técnicas de gel casting e spin coating. A resistência mecânica desses revestimentos foi de, aproximadamente, 50% das amostras sinterizadas a 2000°C. The aim of this work was to get covering of silicon carbide for use in nuclear fuel reactors of type FBNR, through the sintering of SiC by reaction bonded silicon carbide (RBSiC). The samples were homogenized in a ball mill and the sintering temperatures were 1500°C and 2200°C, during times that varied of 30 until 240 minutes. The product was characterized by crystalline phases, density, microstructure and mechanical resistance. The samples sintering at 2000°C had presented values of mechanical resistance around of 95 MPa, and density around 90%, better that samples sintering at 1500°C. Gel casting and Spin coating techniques had success in coverings process. The mechanical resistance of this coverings were around 50% of the samples sintering at 2000°C.

Neste trabalho foi feito um estudo hidráulico de um experimento a leito fluidizado onde aplicou-se a técnica de absorção gama para a determinação da porosidade do leito. Verificou-se a influência da colocação de uma tela para limitação da altura do leito bem como do comportamento do mesmo com a introdução de um anel metálico de diâmetro próximo do diâmetro do tubo de fluidização. As medidas foram realizadas em um modelo hidráulico especialmente construído para esta finalidade. No modelo foram utilizadas esferas de aço com diâmetro de 8 mm que fluidizaram em água à temperatura ambiente em circuito fechado. Foram feitos testes com 20 kg, 30 kg e 40 kg de esferas. Para as medidas utilizou-se a radiação gama proveniente de uma fonte de cobalto 60 com atividade de 700 mCi colimada com chumbo. O detector utilizado foi um cristal de NaI (Tl). Os resultados obtidos mostram que tanto a tela como o anel provocam a divisão do leito fluidizado em duas partes. A tela faz formar um leito fixo invertido na sua superfície inferior. O anel faz com que o leito seja transportado para a parte de cima do mesmo a medida em que ele é introduzido no leito. Verificou-se que a maior expansão do leito se dá para uma relação entre a altura do leito compactado e o diâmetro do tubo de fluidização de 0,55, correspondendo ao teste com 30 kg de esferas. A formação de jorro acontece sempre para a mesma vazão, em torno de 16 l/s, independente da relação entre a altura do leito compactado e o diâmetro do tubo de fluidização. Na fase de leito particulado a porosidade é menor no centro do leito e aumenta nas camadas superiores e inferiores. In this work an experimental hydraulical study of the fluidized bed reactor concept was performed, where the absorption gamma ray technique was applied for the determination of bed porosity. The influence of the use of a screen for the limitation of the bed height was investigated as well as the behavior of the bed by introducing a metal ring with a diameter close to the diameter of the fluidization tube. Measurements were performed in a hydraulical model built with this purpose. In the model, steel spheres with 8 mm diameter were fluidized in water at room temperature in a closed loop. Tests with 20, 30 and 40 kg of spheres were made. Bed porosity was measured with a cobalt-60 gamma ray source, with 700 mCi activity, and a NaI (Tl) crystal detector. Results show that both screen and ring split the bed in two parts. The screen leads to the formation of a fixed bed in the top of the test section. By moving the ring downwards, the bed is displaced upwards. It was observed that the largest bed expansion occurs for a value of 0.55 ofthe ratio between the height ofthe compacted bed and the tube diameter, which corresponds to a mass of 30 kg of spheres. Jet formation occurred always for the same flow rate, about 16 l/h, without dependence on the ratio between the height ofthe fixed bed and tube diameter. For the particulate bed regime, porosity is lower at the center o f the bed, increasing at the upper and lower layers.

O estudo compreensivo de um novo reator nuclear baseado no conceito de leito fluidizado é realizado. O reator é de pequeno porte e modular em projeto, concebido para ter características de segurança inerente e resfriamento passivo. O estudo é feito em um módulo e em um reator padrão formado por 19 módulos. A potência do reator é função da porosidade do leito, tendo um valor médio operacional de 6MW por módulo. Esses estudo cobre as áreas de mecânica, hidráulica, térmica, neutrônica e segurança do reator nuclear. O parâmetro fundamental para os cálculos desse reator é a porosidade do leito, que representa a fração de volume de moderador presente no núcleo. Foram derivadas as relações básicas entre a porosidade do núcleo e as velocidades mínima e máxima de fluidização, a velocidade do fluido refrigerante no núcleo, a perda de pressão no leito, a altura do núcleo, a área de circulação do fluido refrigerante, o fluxo mássico, a reatividade do núcleo, a potência do reator e o coeficiente convectivo. A determinação das seções de choque foram realizados com o uso de códigos para reatores a água pressurizada, utilizando para isso, um método de equivalência neutrônica de uma célula esférica em cilíndrica [61]. Um modelo teórico simplificado e um estudo experimental foram utilizados para determinar a estabilidade do leito fluidizado, verificando-se em que condições o leito apresenta comportamento particulado e agregativo [24]. A porosidade operacional do reator e a posição do anel absorvedor de nêutrons foram determinados, considerando que o reator opera sempre na porosidade correspondente à máxima reatividade. Foram determinados a potência, densidade de potência, distribuição de temperaturas no combustível e refrigerante em função da porosidade do leito. Para avaliar o comportamento cinético do reator, foi utilizado o modelo de cinética puntual com seis grupos de nêutrons atrasados, simulando-se inserções de reatividade provocadas por oscilações na porosidade do núcleo. O reator foi analisado quanto à ocorrência de um acidente hipotético de perda de refrigerante, bem como em relação as características de segurança inerente a resfriamento passivo. Os resultados mostram que o reator pode apresentar tais características, conseqüentemente este conceito de reator é um candidato, em potencial, para a futura geração de reatores nucleares.

Neste trabalho, as equaçoes de cinética puntual para um Reator Nuclear a Leito Fluidizado que, devido às características de volume variável no tempo deste reator, apresentam formu lação diversa da convencional, são resolvidas pelo método de Hansen. Este método preserva as suas características de eficiência e convergência assintótica quando aplicado na referida formulação. Um modelo de realimentação termohidráulica, unidimensional e linearizado, foi acoplado ao modelo de cinética puntual visando obter urna formulação mais realista para o comportamento da potência, sendo as equações resultantes resolvidas pelo método de Euler explícito. Os resultados obtidos mostram que o Reator Nuclear a Leito Fluidizado apresenta comportamento similar ao de um reator convencional do tipo PWR, no sentido em que ambos respondem com um crescimento médio da potência frente a oscilações estacionárias da reatividade em torno da criticalidade. Na condição de operação em que foram obtidos os resultados, a diferença relativa entre os picos de potência do Reator Nuclear a Leito Fluidizado e de um PWR simulado é de 3.9% por centímetro de amplitude de oscilação da altura do leito fluidizado. In this work, the point kinetic equations for a FluidizedBed Nuclear Reactor are solved by the method of Hansen. Due to the time varying nature of the reactor volume, the equations have a non-conventional formulation (moving boundary problem) , but the method of solution preserves its asympto~;convergence and efficiency characteristics under this formulation. A one dimensional and linearized thermal hydraulics feedback model was coupled to the point kinetic equations in order to obtain a more realistic representation of the reactor power. The resulting equations are solved by the Euler explicitmethod. The results show that the Fluidized-Bed Nuclear Reactor has a performance similar to the conventional PWRtypereactors, in the sense that both kind of reactors respond to stationary oscillations of the reactivity around criticality with a growth of the average power. Under the operation condition in which the results were obtained, a relative difference between the power peaks of the Fluidized-Bed Nuclear Reactor and a simulated PWR is 3.9% per centimeter of oscillation amplitude of the fluidized-bedheight.

Foi realizado um calculo neutronico do Reator Nuclear a Leito Fluidizado com 19 modules, atraves do emprego dos codigos nucleares Leopard e OdoQ . Foi estudado o comportamento do reator, calculando-se a reatividade em função de parametros em algumas situacoes operacionais e de acidente. Dentro destes estudos esta compreendida a analise do comportamento da reatividade quando ocorre variacao de temperatura , pressao e geracao de vapor no nucleo. Foi tambem realizado estudo da partida do reator. Com a finalidade de estudar o prototipo do reator de pesquisa , foi estudado o comportamento de um modulo.

Foi desenvolvida uma sequência de cálculo neurônico simplicação, para o entendimento de conceitos físicos e matemáticos envolvidos no cálculo de criticalidade, quando aplicados ao Reator Nuclear a Leito Fluidizado '. Consta de equações para o cálculo das densidades atômicas de elementos presentes no núcleo do cálculo dos parâmetros nucleares através dessas equação e do cálculo de criticlidade com o código OD06,para um reator de 19 módulos, homogeinizado de duas formas distintas. Foram desenvolvidos e comparados métodos de homogeinização utilizando a Teoria da Difusão e o conceito de célula unitária. Foi utilizado o código LEOPARD,desenvolvido para a análise de reatores do tipo PWR com núcleos compostos de varetas cilídricas, sendo necessária a determinação das dimensões de um arranjo hipotético de varetas, que fosse netronicamente equivalente ao arranjo combustível na forma de esferas. Verificou-se que os melhores resultados foram obtidos pela consideração de um arranjo combustível composto por varetas cilíndricas hipotéticas com diâmetro igual .a 2/3 do diâmetro da esfera de combustível do R.N.L.F. fazendo com que razão VOLUME/Superfície das varetas seja a mesma das esferas, respeitando-se também razão entre moderador e combustível em cada condição de fluidização. Foram realizados cálculos nefrônicos preliminares com o código LEOPARD a o método de homogeinizado desenvolvido. Avaliou-se influência de parâmetros de interesse na criticalidadade um R.N.L.F. composto por 19 módulos, com altura de colapso da 70 cm, temperatura média de refrigerante de 3os•c e pressão de 158 bar. Considerando-se esta reator defir1ido para operar numa faixa de porosidades entre E=0,5 e E=0,7 ~ o presente estudo mostrou que o valor nominal de enriquecimento para atuar nesta faixa vale r2,2X ; espessura máxima do revestimento das esferas combustíveis c=0~054 em espessura máxima da carcaça hexagonal e=2,0 em ;altura de colapso do leito na faixa entre Ho=70 a 100 em. Verificou-se ainda, que a reatividade cresce 0,03 a 0,05X por cada pof cento de aumento no diâmetro da esfera, dependendo da porosidade e crescendo com ela, sendo portanto desejável , sob o ponto de vista neurônico, um maior diâmetro de esfera. Um por cento de aumento na espessura de revestimento das esferas , reduz a reatividade em ~ 0,015X durante operação. Cada por cento de I aumento na espessura do tubo de fluidização diminui a reatividade ~ 0,004X. Um aumento de 1X na espessura da carcaça hexagonal resulta numa reatividade negativa de ~ 0,038%. A simplified sequence of reactor physics calculation was devaloped to understanding of the concepta which were envolved when applied in Fluidized-Bed Nuclear Reactor . It consists of a number of elements present in reactor core densities equ~tions , nucle~r p~r~meters calculations using these equations and criticality calculations using ODOG code, for a 19 modules reactor,homogeneized on two different ways. Homogeinization methods were developed and compared. Here the reactor physics calculations were performed using the LEOPARD cede. Since the cede has been developed for analysis of pressurized water reactor cores using cylindrical fuel rods,it w~s necessary to determine the dimensions of the hypothetical fuel rod lattice , which are neutronically equivalent to the apherical fuel pellet lattice. For this it I was required that the volume/surface ratio of cylindrical rods and spherical pellets were the same. Also the ratio of moderator volume to total volume of the cell is made equal to tt1e porosity of the fluidized bed. The best results were verified for a lattice in which the diameter of cylindrical rods are equal to 2/3 of the diameter of the spherical pellets. Preliminary physics calculations using LEOPARD code and the homogeinization method developed were performed. The influence of interest parameters on criticality of the F.B.N.R. was studied. lt was taken a 19 modules reactor with collapsed height of 70 cm,averaga coolant temperatura and pressure of of 306 C and 156 bar,respectively. The operational range for porosity of this reactor waa defined between E=0.5 and E=0.7. This atudy showed that the nominal enrichement to reactor operation in this range is r=2.2X ; maMimum claddinQ thickneaa c 0.054 cm•maMimum hexagonal tuba thickness e=2.0 cmJreactor collapsed height is from Ho=70 to 100 cm. Also, it was showed that the reactivity increases 0.03 to 0.05% with each percent of increase in pellet diameter, depending on the porosity and increasing with it;thus from a neutronic point of view, the largest fuel pellet diameter is desirable. A 1% increase in cladding thickness reduces reactivity by ~ 0.015% during operation. Each percent of increase in the thicknesa of fluidization tuba decreases the reactivity by ~ 0.004%. thicknesa by 1X results Increasing tha hexagonal tube in ~ 0.036X negative reactivity.

Este trabalho descreve um estudo sobre o comportamento elástico de vasos de contenção de concreto pretendido, para centrais nucleares, utilizando uma análise numérico-experimental efetuada sobre um modelo reduzido. Inicialmente é dada uma descrição da estrutura e dos carregamentos atuantes, a seguir descreve-se o modelo construído em microconcreto, com seus sistemas de carga e medição, apresentando-se, também, todos os detalhes da análise numérica, assim como uma explanação de como foram procedidos os ensaios experimentais e, finalmente, expõem-se os resultados obtidos tecendo-se também algumas conclusões. This work describes numerical and experimental studies performed on a reduced model of a prestressed concrete containment vessel for a nuclear reactor. Firstly, the structure and the acting loads are described. Then, the micro-concrete model, the loading and measuring systems are detailed as well as the procedures for the experimental and numerical analysis. Finally, the results are shown and discussed, and some conclusions are drawn.