MITSUO YAMAGUCHI
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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.Artigo IPEN-doc 24804 Thermal hydraulic analysis improvement for the IEA-R1 research reactor and fuel assembly design modification2018 - UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; SOUZA, JOSE A.B.; YAMAGUCHI, MITSUO; SILVA, ANTONIO T. e; MESQUITA, ROBERTO N. de; SCURO, NIKOLAS L.; ANDRADE, DELVONEI A. deThis paper presents the sequence of activities to improve the thermal hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor to operate in safe conditions after power upgrade from 2 to 5 MW and core size reduction from 30 to 24 fuel assemblies. A realistic analysis needs the knowledge of the actual operation conditions (heat flow, flow rates) beyond the geometric data and the uncertainties associated with manufacturing and measures. A dummy fuel assembly was designed and constructed to measure the actual flow rate through the core fuel assemblies and its pressure drop. First results showed that the flow distribution over the core is nearly uniform. Nevertheless, the values are below than the calculated ones and the core bypass flow rate is greater than those estimated previously. Based on this, several activities were performed to identify and reduce the bypass flow, such as reduction of the flow rate through the sample irradiators, closing some unnecessary secondary holes on the matrix plate, improvement in the primary flow rate system and better fit of the core components on the matrix plate. A sub-aquatic visual system was used as an important tool to detect some bypass flow path. After these modifications, the fuel assemblies flow rate increased about 13%. Additional tests using the dummy fuel assembly were carried out to measure the internal flow distribution among the rectangular channels. The results showed that the flow rate through the outer channels is 10% - 15% lower than the internal ones. The flow rate in the channel formed between two adjacent fuel assemblies is an estimated parameter and it is difficult to measure because this is an open channel. A new thermal hydraulic analysis of the outermost plates of the fuel assemblies takes into account all this information. Then, a fuel design modification was proposed with the reduction of 50% in the uranium quantity in the outermost fuel plates. In order to avoid the oxidation of the outermost plates by high temperature, low flow rate, a reduction of 50% in the uranium density in the same ones was shown to be adequate to solve the problem.Artigo IPEN-doc 13824 Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa2008 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; CONTI, THADEU das N.; YAMAGUCHI, MITSUO; SILVA, JOSE E.R. da; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIOArtigo IPEN-doc 10707 Proposta de aumento de potencia do reator IPEN/MB-012005 - BITELLI, U.D.; JEREZ, R.; YAMAGUCHI, M.; UMBEHAUN, P.E.; SANTOS, A.; VENEZIANI, C.L.Artigo IPEN-doc 08676 Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R12002 - UMBEHAUN, P.E.; ANDRADE, D.A.; TORRES, W.M.; YAMAGUCHI, M.Artigo IPEN-doc 08675 Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R12002 - UMBEHAUN, P.E.; YORIYAZ, H.; YAMAGUCHI, M.Artigo IPEN-doc 15265 Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor2009 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO; UMBEHAUN, PEDRO E.; SILVA, JOSE E.R. da; CONTI, THADEU das N.; YAMAGUCHI, MITSUOArtigo IPEN-doc 09553 Thermal-hydraulic design of a fuel mini-plate irradiator for the IEA-R1 research reactor2003 - TORRES, W.M.; UMBEHAUN, P.E.; ANDRADE, D.A.; YAMAGUCHI, M.; SOUZA, J.A.B.Artigo IPEN-doc 15470 Neutronic and thermal-hydraulics calculations of U-Mo dispersion fuel for utilization in the IEA-R1 reactor core2006 - SILVA, A.T.; ALMEIDA, C.T.; UMBEHAUN, P.E.; YAMAGUSHI, M.; SILVA, J.E.R.; LUCKI, G.Artigo IPEN-doc 06250 Core calculations for the upgrading of the IEA-R1 Research Reactor1998 - SANTOS, A.; PERROTTA, J.A.; BASTOS, J.L.F.; YAMAGUCHI, M.; UMBEHAUN, P.E.