Avaliação termo-hidráulica experimental de grades espaçadoras comerciais para reatores PWR e de protótipo fabricado por impressora 3D
| dc.creator | Higor Fabiano Pereira de Castro | |
| dc.date.accessioned | 2020-11-25T18:24:41Z | |
| dc.date.accessioned | 2025-09-08T23:50:42Z | |
| dc.date.available | 2020-11-25T18:24:41Z | |
| dc.date.issued | 2020-09-04 | |
| dc.description.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. | |
| dc.description.sponsorship | CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico | |
| dc.description.sponsorship | FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais | |
| dc.description.sponsorship | CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior | |
| dc.description.sponsorship | FINEP - Financiadora de Estudos e Projetos, Financiadora de Estudos e Projetos | |
| dc.description.sponsorship | Outra Agência | |
| dc.identifier.uri | https://hdl.handle.net/1843/34428 | |
| dc.language | por | |
| dc.publisher | Universidade Federal de Minas Gerais | |
| dc.rights | Acesso Aberto | |
| dc.subject | Engenharia nuclear | |
| dc.subject | Reatores de água pressurizada | |
| dc.subject | Dinâmica dos fluidos computacional | |
| dc.subject.other | Grades espaçadoras | |
| dc.subject.other | Reatores PWR | |
| dc.subject.other | Termo-hidráulica experimental | |
| dc.subject.other | LDV | |
| dc.subject.other | CFD | |
| dc.title | Avaliação termo-hidráulica experimental de grades espaçadoras comerciais para reatores PWR e de protótipo fabricado por impressora 3D | |
| dc.type | Tese de doutorado | |
| local.contributor.advisor-co1 | André Augusto Campagnole dos Santos | |
| local.contributor.advisor1 | Maria Auxiliadora Fortini Veloso | |
| local.contributor.advisor1Lattes | http://lattes.cnpq.br/1449297203101166 | |
| local.contributor.referee1 | Antonella Lombardi Costa | |
| local.contributor.referee1 | Carlos Eduardo Velasquez Cabrera | |
| local.contributor.referee1 | Graiciany de Paula Barros | |
| local.contributor.referee1 | Sérgio de Morais Hanriot | |
| local.contributor.referee1 | Márcio Araújo Pessoa | |
| local.creator.Lattes | http://lattes.cnpq.br/7602010436098299 | |
| local.description.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). | |
| local.identifier.orcid | https://orcid.org/0000-0003-3822-0546 | |
| local.publisher.country | Brasil | |
| local.publisher.department | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR | |
| local.publisher.initials | UFMG | |
| local.publisher.program | Programa de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares |