Avaliação termo-hidráulica experimental de grades espaçadoras comerciais para reatores PWR e de protótipo fabricado por impressora 3D
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Editor
Universidade Federal de Minas Gerais
Descrição
Tipo
Tese de doutorado
Título alternativo
Primeiro orientador
Membros da banca
Antonella Lombardi Costa
Carlos Eduardo Velasquez Cabrera
Graiciany de Paula Barros
Sérgio de Morais Hanriot
Márcio Araújo Pessoa
Carlos Eduardo Velasquez Cabrera
Graiciany de Paula Barros
Sérgio de Morais Hanriot
Márcio Araújo Pessoa
Resumo
As grades espaçadoras são importantes componentes presentes em elementos combustíveis
de reatores nucleares à água pressurizada, PWR – Pressurized Water Reator. Essas
grades são responsáveis por manter a integridade estrutural do elemento combustível
e contribuem com a melhoria da eficiência termo-hidráulica do reator. Com o objetivo
de desenvolver uma grade espaçadora nacional de alta eficiência, estudos com grades
espaçadoras comerciais e protótipos fabricados em impressora 3D têm sido realizados no
Laboratório de Termo-Hidráulica e Neutrônica – LTHN do Centro de Desenvolvimento da
Tecnologia Nuclear - CDTN. Neste trabalho foi avaliado o desempenho termo-hidráulico
de três grades espaçadoras, sendo dois tipos comerciais (aletadas e de canais) e de uma
grade impressa do tipo de canais. As grades foram testadas em elementos combustíveis
nucleares representativos de modelos comerciais distintos, porém constituídos por arranjos
quadrados de 5x5 varetas. Parâmetros de turbulência foram determinados a partir de
velocidades medidas a jusante das grades espaçadoras por meio da técnica de velocimetria
laser Doppler (LDV – Laser Doppler Velocimetry). Para a grade aletada foram avaliadas
cinco condições de escoamento para Reynolds (Re) na faixa de 18x10³ a 54x10³. Os
resultados mostraram diferenças significativas no comportamento do escoamento para essa
faixa de Re. Os testes de comparação entre as três grades foram feitos para Re = 27x10³.
Os resultados de comparação entre as grades mostraram que sob o ponto de vista termohidráulico,
a grade espaçadora aletada é superior à grade comercial de canais e também
com relação à grade impressa avaliada. Entretanto a partir dos resultados obtidos para a
grade espaçadora impressa comprovou-se a viabilidade do uso da técnica de prototipagem
no desenvolvimento de novos elementos combustíveis nucleares. Foi criado e disponibilizado
um banco de dados experimental da grade impressa que poderá ser utilizado como dados
de entrada em códigos de simulação numérica e análise termo-hidráulica de subcanais e
para validar simulações de fluidodinâmica computacional (CFD – Computational Fluid
Dynamic).
Abstract
Spacer grids are important components in nuclear fuel assemblies of Pressurized Water
Reactors – PWR. These grids are responsible for maintaining the structural integrity
of the fuel assemblies and contribute to enhance the thermo-hydraulic efficiency of the
reactor. In order to develop a high-efficiency national spacer grid, studies with commercial
spacer grids and prototypes manufactured using a 3D printer have been carried out at
the Thermo-Hydraulic and Neutronic Laboratory (LTHN) of the Nuclear Technology
Development Center - CDTN. Thermo-hydraulic performance of three spacer grids was
evaluated in this work: Two types of commercial (mixing vanes and channels) and one
printed grid (channels). Spacer grids were tested in different representative nuclear fuel
assemblies with a 5x5 square rod bundle. Turbulence parameters were determined from
velocities measured downstream of the spacer grids using the Laser Doppler Velocimetry –
LDV. For the mixing vanes spacer grid, five flow conditions were evaluated by Reynolds in
range of 18x10³ to 54x10³. The comparison tests between these three spacer grids were
made for Re = 27x10³. Results showed significant differences in flow behavior for the Re
range selected. The comparison results between spacer grids showed that the mixing vane
spacer grid is superior to subchannel type and printed grid based on the thermo-hydraulic
performance. From the results obtained from the printed spacer grid it was possible to
demonstrate the viability of 3D printed prototypes for assessment and development of
nuclear fuel assemblies. An experimental benchmark data base was generated for a printed
spacer grid and the obtained data can be used as input data in numerical simulation codes
and sub-channel thermo-hydraulic analysis and can also be used to validate computational
fluid dynamics (CFD) simulations.
Assunto
Engenharia nuclear, Reatores de água pressurizada, Dinâmica dos fluidos computacional
Palavras-chave
Grades espaçadoras, Reatores PWR, Termo-hidráulica experimental, LDV, CFD