WALMIR MAXIMO TORRES
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Artigo IPEN-doc 30370 Assessment of the IEA-R1 nuclear reactor using a nonstandard fuel assembly with six fuel plates of the Brazilian Multipurpose Reactor2024 - SOARES, HUMBERTO V.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; BELCHIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. deIn order to qualify the fuel plates of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), a nonstandard Instrumented Fuel Assembly (IFA) was designed and is being constructed to be burned in the IEA-R1 nuclear research reactor. IFA has fuel plates of different uranium densities (10 fixed fuel plates of 3.0 gU/cm3 – IEA-R1 standard; 6 removable fuel plates of 3.7 gU/cm3 – RMB; and a central aluminum plate). This paper is the first step to demonstrate that IEA-R1 can safely operate with this IFA. To verify the IFA thermal behavior inside the IEA-R1 core during reactor operation and certify the no power peaks occurrence, the power distribution was calculated for each fuel plate. LEOPARD and HAMMER-TECHNION codes were utilized to calculate the core thermal neutron cross section and CITATION code to calculate the core power distribution. Calculations were performed for 5 MW reactor power considering the IFA placed in a core peripheral position. The RMB fuel plates average power was 4.73 % higher compared to IEA-R1 fuel plates. This was expected due to the higher density of uranium in these plates. The power of each IFA fuel plate was compared with a fresh IEA-R1 Fuel Assembly (FA) at the same core position. The power in the IFA hottest plate is only 6.79 % higher than the correspondent IEA-R1 fuel plate. The IFA power distribution was also compared to the hottest FA of the core. The power of each IFA fuel plate was below its correspondent hottest FA fuel plate. In addition, the total IFA power is 18.40 % less than the hottest FA in the core. No significant power peaks occur in the IFA during operation. As future works, thermal–hydraulic calculations will be performed considering this calculated power distribution and no hot spots are expected.Artigo IPEN-doc 29922 Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP2023 - CAMPOS, ROGERIO C. de; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; SOARES, HUMBERTO V.; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; ANDRADE, DELVONEI A. deO código RELAP (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) é amplamente utilizado para realizar análises de acidentes em reatores nucleares de potência ou de pesquisa. O presente trabalho apresenta uma simulação do transiente de perda lenta de vazão no núcleo do reator a partir de um modelo com RELAP para o reator de pesquisas IEA-R1 contemplando a piscina, o núcleo do reator, toda tubulação e válvulas do circuito primário, o tanque de decaimento, bomba de circulação principal, trocador de calor e tubulação de retorno à piscina. A modelagem proposta conseguiu representar toda a fenomenologia do acidente, ou seja, o comportamento das temperaturas desde o início da perda de vazão, desligamento do reator, seguida da abertura da válvula de circulação natural até a reversão da direção do escoamento no núcleo do reator. A comparação com resultados experimentais mostrou diferenças de temperaturas de 2,3°C para o fluido e de até 4°C para o revestimento.Relatório IPEN-doc 29890 Reinstalação do sistema de aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-012023 - ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.Este relatório apresenta os procedimentos adotados na reinstalação e recuperação do computador para a aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-01.Relatório IPEN-doc 29824 Cálculo das densidades de potência no elemento combustível ECI-RMB2023 - SOARES, HUMBERTO V.; YAMAGUCHI, MITSUO; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.Este relatório apresenta a metodologia utilizada para o cálculo neutrônico e das densidades de potência no Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB. O projeto de avaliação do ECI-RMB tem como objetivo analisar o comportamento deste Elemento no núcleo do Reator IEA-R1, e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas combustíveis removíveis, representativas do reator RMB. Essa primeira fase do projeto consiste em fazer cálculos computacionais utilizando os códigos TwoDB ou (2DB) e o CITATION, já utilizados no IPEN ao longo das últimas décadas. Com esses códigos, foi possível calcular a distribuição de potência individualmente nas placas combustíveis do ECI-RMB. Por se tratar de um Elemento Combustível fora do padrão dos ECs usados no IEA-R1 (3,0 gU/cm3) e que usa uma densidade de urânio maior (3,7 gU/cm3), o ECI-RMB terá comportamentos de geração de calor e termo-hidráulicos levemente diferentes. Os resultados de distribuição de potência nas placas combustíveis do ECI-RMB mostraram potências maiores, da ordem de 4,95% em média, nas placas RMB, como esperado, pois possui uma maior densidade de urânio. A princípio, essas potências maiores nas placas RMB não devem afetar na segurança do núcleo do IEA-R1 e do próprio ECI-RMB. Análises termo-hidráulicas serão realizadas com essa distribuição de potência para confirmação da segurança do núcleo e do ECI-RMB.Relatório IPEN-doc 29806 Relatório IPEN-doc 29805 Geração de seções de choque para o ECI-RMB2023 - YAMAGUCHI, MITSUO; TORRES, WALMIR M.Este relatório apresenta a metodologia usada para a geração das seções de choque do Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB, que será irradiado no núcleo do Reator IEA-R1 e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas removíveis representativas do reator RMB. Para possibilitar a sua irradiação no núcleo do reator IEA-R1, o ECI-RMB está sendo fabricado considerando as dimensões externas do elemento combustível padrão (EC) do IEA-R1. O ECI-RMB possui 16 placas combustíveis, sendo 10 placas padrão do EC do IEA-R1 (fixas) e 6 placas representativas do EC do RMB (removíveis); e ainda uma placa central espessa (6 mm) de alumínio ocupando as posições das 2 (duas) placas centrais para permitir a passagem de um detector de nêutrons SPND (Self Powered Neutron Detector) e de 2 (dois) termopares para medida das temperaturas do fluido na entrada e saída. A densidade de urânio nas placas combustíveis do EC do IEA-R1 é de 3,0 g/cm3 em um cerne de 0,76 mm de espessura, enquanto que a densidade de urânio nas placas combustíveis do EC do RMB é de 3,7 g/cm3 em um cerne de 0,61 mm. As placas do EC padrão do IEA-R1 têm espessura de 1,52 mm, enquanto que as placas do EC padrão RMB têm 1,35 mm de espessura. Todas essas diferenças, com relação ao EC padrão do IEA-R1, mostram a necessidade da geração das seções de choque para o ECI-RMB visando verificar a sua influência quando estiver sendo irradiado no núcleo do IEA-R1, e principalmente para verificar se nenhum limite de segurança será violado. Este relatório apresenta, nas Tabelas 2 e 3, os parâmetros utilizados para a geração das seções de choque o ECI-RMB, as quais foram utilizadas para o cálculo da distribuição de potência nas placas combustíveis, a qual será utilizada na análise termo-hidráulica do núcleo. Para a determinação das densidades de potência nas placas, utilizam-se os programas LEOPARD para geração das seções de choque do combustível, HAMMER-TECHNION para geração das seções de choque da guia de alumínio do SPND e 2DB e CITATION para o cálculo do núcleo.Relatório IPEN-doc 29724 Relatório de evolução do projeto 2020.06.IPEN.45 do Edital COPDE 6/20202023 - TORRES, WALMIR M.Este Relatório apresenta um resumo das atividades realizadas e/ou em andamento, referentes ao Projeto 2020.06.IPEN.45 do Edital COPDE 6/2020. São apresentados os principais resultados da sequência de atividades necessárias para o andamento do projeto, cujo título é: Projeto e fabricação de um elemento combustível instrumentado para testes não-destrutivos e qualificação de elementos combustíveis do Reator Multipropósito Brasileiro, denominado por ECI-RMB. Resumidamente, as macroatividades abaixo, fazem parte do projeto: 1. Fabricação de placas combustíveis padrão IEA-R1 e placas combustíveis especiais RMB; 2. Cálculos Neutrônicos; 3. Cálculos Termo-hidráulicos; 4. Modifiçações no projeto do Elemento Combustível Padrão do IEA-R1 para abrigar as placas removíveis e a instrumentação; 5. Projeto de dispositivos e ferramentas de movimentação do ECI-RMB; 6. Projeto de dispositivos e ferramentas para gamagrafia das placas RMB irradiadas; e 7. Projeto de dispositivos e ferramentas para medida da espessura das placas RMB irradiadas. O nosso colaborador de Pós-Doc, Dr. Humberto Vitor Soares, foi contratado através do segundo Edital de chamada de bolsas do Projeto InterCentros 2020, para a realização dos cálculos neutrônicos do novo Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB. A modelagem do problema neutrônico foi elaborada com a importante colaboração de Mitsuo Yamaguchi, e os resultados, bastante satisfatórios, são apresentados neste relatório e serão utilizados para a elaboração de um artigo que deverá ser submetido à uma revista internacional.Artigo IPEN-doc 29684 Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box2023 - SCURO, N.L.; ANGELO, G.; ANGELO, E.; PIRO, M.H.A.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.; ANDRADE, D.A.A channel box installation in the IEA-R1 research reactor core was numerically investigated to increase fluid flow in fuel assemblies (FAs) and side water channels (SWCs) between FAs by minimizing bypasses in specific regions of the reactor core, which is expected to reduce temperatures and oxidation effects in lateral fuel plates (LFPs). To achieve this objective, an isothermal three-dimensional computational fluid dynamics model was created using Ansys CFX to analyze fluid flow distribution in the Brazilian IEA-R1 research reactor core. All regions of the core and realistic boundary conditions were considered, and a detailed mesh convergence study is presented. Results comparing both scenarios are presented in the percentage of use of the primary circuit pump. It is indicated that 21.4% of fluid bypass to unnecessary regions can be avoided with the channel box installation, which leads to the total mass flow from the primary circuit for all FAs increasing from 68.9% (without a channel box) to 77.6% (with a channel box). For the SWCs, responsible for cooling LFPs, an increment from 9.7% to 22.4%, avoiding all nondesired cross three-dimensional effects, was observed, resulting in a more homogeneous fluid flow and vertical velocities. It was concluded that the installation of a channel box numerically indicates an expressive mass flow increase and homogeneous fluid flow distribution for flow dynamics in relevant regions. This gives greater confidence to believe that lower temperatures, and consequently oxidation effects in LFPs, can be expected with a channel box installation.Relatório IPEN-doc 29651 Artigo IPEN-doc 29034 Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor2022 - ANDRADE, D.A.; MANTECON, J.G.; MESQUITA, R.N.; MATTAR NETO, M.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.Aluminum-coated plates, containing a uranium silicide (U3Si2) meat dispersed in an aluminum matrix, are commonly used in the fuel elements of Material Testing Reactors (MTRs). These fuel elements are typically comprised of narrow channels formed by parallel flat plates, which allow coolant flow to remove the heat of fission reactions. It is important to mention that the thickness of the plates is much smaller than their width and height. The high flow rates needed to ensure efficient fuel-element cooling may cause fuel-plate mechanical failures due to instability induced by the flow in the channels. In the case of critical velocity, excessive permanent deflections of these plates can cause blockage of the flow channels and lead to overheating. An experimental facility that simulates a plate-like fuel element with three coolant channels was developed for this work. The test-section dimensions were based on the Fuel Element design of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), project being coordinated by the National Commission of Nuclear Energy (CNEN). Experiments were performed to reach Miller's critical velocity condition. This critical condition was reached at 14.5 m/s leading to consequent plastic deformation of the fuel plates.