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Especificação, ensaios, análise de dados e geração de correlações de fluxo crítico de calor (Critical Heat Flux - CHF) para reator do tipo água pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) de até 50 MWt

Processo: 10/11113-2
Linha de fomento:Auxílio à Pesquisa - Temático
Vigência: 01 de junho de 2012 - 30 de novembro de 2014
Área do conhecimento:Engenharias - Engenharia Nuclear
Pesquisador responsável:José Roberto Castilho Piqueira
Beneficiário:José Roberto Castilho Piqueira
Instituição-sede: Escola Politécnica (EP). Universidade de São Paulo (USP). São Paulo , SP, Brasil
Pesquisadores principais:José Jaime da Cruz
Pesq. associados: André da Silva Serra ; Andre Luis Ferreira Marques ; Antonio Luis de Campos Mariani ; Diego Paolo Ferruzzo Correa ; Fuad Kassab Junior ; Gherhardt Ribatski ; Itamar Iliuk ; José Osvaldo de Souza Guimarães ; Juliana Pacheco Duarte ; Luciano Pagano Júnior ; Ricardo Paulino Marques ; Ricardo Sbragio ; Rodney Aparecido Busquim e Silva
Assunto(s):Energia (mecânica aplicada)  Reatores nucleares 

Resumo

O Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP) está construindo um reator de potência para emprego dual, i.e. geração de energia elétrica para uso comercial e para propulsão de submarinos, denominado Laboratório de Geração Nucleoelétrica (LABGENE), que deverá atingir criticalidade até 2016. A Escola Politécnica da Universidade de São Paulo (EPUSP), por meio de uma equipe do Laboratório de Automação e Controle, tem participado de diferentes fases deste projeto, tais como o desenvolvimento da primeira versão de um simulador dinâmico de um reator nuclear PWR no país. O Massachusetts Institute of Technology (MIT), centro de excelência na área nuclear, está interessado em trabalhar para o desenvolvimento desta área no Brasil, além de ser parceiro da MB na formação de pessoal (pós-graduação). O LABGENE tem dentre os seus objetivos promover a atividade científica e a capacitação da indústria nacional, estimulando avanços tecnológicos que permitam o desenvolvimento, nas próximas décadas, de centrais nucleares de pequena e média potência que atendam às necessidades de demanda energética do país, além de validar o projeto de propulsão nuclear naval. Um dos mais importantes requisitos de projeto de reatores do tipo PWR é evitar a ocorrência do chamado Critical Heat Flux (CHF), também conhecido como Boiling Crisis or Departure from Nucleate Boiling (DNB). Atender a este requisito é essencial para operação segura do núcleo do reator: deve-se garantir que o núcleo irá operar, em qualquer situação, abaixo do valor de CHF, i.e. o ponto de DNB não deve ser atingido durante operação e transitórios operacionais normais, assim como em qualquer transitório originado de falhas, com um nível de confiança pré estabelecido por projeto (i.e. 95%, 90%). A temperatura do combustível deve ser mantida dentro dos limites de segurança dos materiais que compõem os elementos combustíveis, evitando o vazamento de radiação decorrente de excesso de temperatura e danos estruturais. Considerando-se que: 1) este projeto irá gerar conhecimento novo, inédito, de interesse para o Brasil e para o MIT; 2) existe potencial para agregar alunos de instituições de pesquisa; 3) que a MB e a USP têm uma longa história de cooperação na área de engenharia e na formação de pessoal, cuja parceria firmada em 1956 resultou na criação do Departamento de Engenharia Naval da Escola Politécnica da USP; 4) o MIT, centro de excelência em pesquisa nesta área, é parceiro antigo da MB e da USP; 5) a análise de CHF é essencial no projeto de PWR; e 6) estas atividades de pesquisa e desenvolvimento são multidisciplinares, estas instituições decidiram realizar este projeto sob a forma de um convênio de cooperação, reunindo talentos científicos e meios adequados para geração de conhecimento, formação de pessoal, para capacitação do parque tecnológico nacional para atividades na área nuclear, em especial aquele do Estado de São Paulo, e para obtenção da solução necessária para operação segura do LABGENE. Cabe salientar que este projeto é de importância fundamental para o programa nuclear brasileiro, e constitui-se num legítimo projeto de pesquisa, no qual o MIT é um parceiro na produção e transferência de conhecimento e tecnologia, mas que de forma alguma pode ser qualificado como um mero fornecedor de serviços. (AU)

Publicações científicas
(Referências obtidas automaticamente do Web of Science e do SciELO, por meio da informação sobre o financiamento pela FAPESP e o número do processo correspondente, incluída na publicação pelos autores)
LOPES, DENISE A.; ZIMMERMANN, ANGELO J. O.; SILVA, SELMA L.; PIQUEIRA, J. R. C. Thermal cycling effect in U-10Mo/Zry-4 monolithic nuclear fuel. JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, v. 473, p. 136-142, MAY 2016. Citações Web of Science: 3.
ILIUK, ITAMAR; BALTHAZAR, JOSE MANOEL; TUSSET, ANGELO MARCELO; CASTILHO PIQUEIRA, JOSE ROBERTO. Thermal-hydraulic analysis under partial loss of flow accident hypothesis of a plate-type fuel surrounded by two water channels using RELAP5 code. ADVANCES IN MECHANICAL ENGINEERING, v. 8, n. 1 JAN 2016. Citações Web of Science: 3.

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