WALMIR MAXIMO TORRES
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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.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 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 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 09333 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.