PEDRO ERNESTO UMBEHAUN

PEDRO ERNESTO UMBEHAUN

(Fonte: Lattes)

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Resumo

Possui graduação em Engenharia Mecânica pela Fundação Educacional Inaciana Padre Sabóia de Medeiros -FEI (1985), mestrado em Tecnologia Nuclear pela Universidade de São Paulo (2000) e doutorado em Tecnologia Nuclear pela Universidade de São Paulo (2016). Atualmente é Tecnologista Sênior no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares da Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Transferência de Calor, atuando principalmente nos seguintes temas: termo-hidráulica de núcleo de reatores nucleares, engenharia nuclear, reatores de pesquisa, e reator nuclear de potência. Atualmente professor convidado na Escola Politécnica da Universidade de São Paulo nas disciplinas Termohidráulica de Sistemas de Geração de Potência I e II. (Texto extraído do Currículo Lattes em 4 maio 2023)

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Assessment of the IEA-R1 nuclear reactor using a nonstandard fuel assembly with six fuel plates of the Brazilian Multipurpose Reactor
2024 - SOARES, HUMBERTO V.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; BELCHIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de
In 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.
Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP
2023 - CAMPOS, ROGERIO C. de; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; SOARES, HUMBERTO V.; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; ANDRADE, DELVONEI A. de
O 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.
Reinstalação do sistema de aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-01
2023 - 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.
Cálculo das densidades de potência no elemento combustível ECI-RMB
2023 - 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.
Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box
2023 - 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.
Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor
2022 - 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.
Distribuição de vazão entre os canais de resfriamento do elemento combustível do IEA-R1
2022 - TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; ANDRADE, DELVONEI A.; SOUZA, JOSE A.B.
Um elemento de combustível “dummy” instrumentado (DMPV-01) com as mesmas características geométricas de um elemento de combustível MTR foi projetado e construído para experimentos de medição de distribuição de vazão no núcleo do reator IEA-R1. Esse elemento instrumentado também foi usado para medir a distribuição de vazão entre os canais retangulares formados pelas placas do elemento combustível. Duas sondas com tomadas de pressão foram construídas e montadas dentro dos canais de escoamento para medir a queda de pressão, enquanto a velocidade de escoamento foi calculada usando uma equação de queda de pressão para canais fechados. Este trabalho apresenta o procedimento experimental e os resultados da medição da distribuição de vazão entre os canais de escoamento. Os resultados mostram que a vazão nos canais periféricos é de 10% a 15% menor que a vazão média. É importante conhecer a vazão nos canais periféricos devido a incertezas nos valores da vazão no canal aberto formado entre dois elementos combustíveis adjacentes. Essas vazões são responsáveis pelo resfriamento de placas externas do elemento combustível.
Comparação entre a queda de pressão no DMPV-01 e queda de pressão no núcleo do reator IEA-R1 medida pelo instrumento do sistema
2022 - TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; ANDRADE, DELVONEI A.
Este trabalho apresenta os resultados de medidas experimentais de queda de pressão realizadas no reator IEA-R1 com o elemento instrumentado DMPV-01 [1-2]. Essas medidas foram comparadas com as medidas obtidas pelo dispositivo de medida de queda de pressão no núcleo. Desta comparação, concluiu-se que é possível utilizar as medidas do dispositivo de queda de pressão no núcleo para indiretamente estimar a vazão média através dos elementos combustíveis (EC) sem precisar usar o DMPV-01 cada vez que se deseje conhecer a vazão nos EC. A diferença entre as quedas de pressão foi da ordem de 6%, que resulta numa diferença de −3,3% na vazão estimada. Portanto, a queda de pressão no núcleo pode ser uma boa medida para estimar a vazão média nos elementos combustíveis.
Estudos e ações corretivas para aumentar a vazão do núcleo ativo do reator IEA-R1
2022 - TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; ANDRADE, DELVONEI A.
Este trabalho apresenta os estudos experimentais e medidas realizadas no reator IEA-R1, e as providências tomadas visando aumentar a vazão através do núcleo ativo do reator. A diminuição da vazão de desvio foi conseguida melhorando-se o posicionamento dos tampões e refletores de grafite e, também, pela colocação de uma peça, especialmente projetada e construída, na base do EIS obstruindo locais que permitiam a passagem de água. Uma câmera subaquática foi utilizada na investigação do problema. A correção da curva de vazão versus ∆P do bocal de vazão em aproximadamente 13% teve influência direta na vazão pelo núcleo. As medidas de vazão pelo núcleo ativo foram feitas utilizando-se o elemento DMPV01. Com as providências tomadas, obteve-se um aumento na vazão média pelo núcleo ativo da ordem de 26% (de 15,5 m3 /h/elemento para 19,5 m3 /h/elemento).
Medida de distribuição de vazão no núcleo do reator IEA-R1 usando o elemento DMPV-01
2022 - TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; ANDRADE, DELVONEI A.
O elemento dummy instumentado DMPV-01 foi usado para medir a vazão em algumas posições do núcleo do reator IEA-R1 ocupadas por elementos combustíveis (EC). A vazão foi medida nas posições dos EC no 152, 153, 169 e 170 referentes à configuração no 210a de operação do reator. Com base nas medidas efetuadas pode-se concluir que uma parcela considerável de vazão não passa através dos EC e, portanto, não contribui para o seu resfriamento. Os valores de vazão medidos foram muito menores que os valores médios teóricos estimados, os quais estavam sendo usados como dados de entrada nas análises termo-hidráulicas do núcleo. Isso significa que pode estar havendo um desvio de vazão do núcleo muito maior do que o esperado e desejado ou, que a vazão medida no circuito primário esteja incorreta. Também foram realizados testes para verificar a influência dos irradiadores presentes na configuração 210a, ou seja, o EIS (Elemento de Irradiação de Silício), os EIRA (Elemento de Irradiação Resfriado a Água) e a GI (Guia de Irradiação), na distribuição de vazão. Foi verificada também a influência da presença dos tubos porta-amostra nos orifícios do EIBE (Elemento de Irradiação de Berílio).