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RECONSTRUÇÃO DA DISTRIBUIÇÃO DE POTÊNCIA DE UM REATOR PWR
Tipologia: Teses (TCC)
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Amory Martins Dias
Tese de Doutorado apresentada ao Programa de Pós-graduação em Engenharia Nuclear, COPPE, da Universidade Federal do Rio de Janeiro, como parte dos requisitos necessários à obtenção do título de Doutor em Engenharia Nuclear.
Orientador(es): Fernando Carvalho da Silva
Rio de Janeiro Dezembro de 2015
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Amory Martins Dias
TESE SUBMETIDA AO CORPO DOCENTE DO INSTITUTO ALBERTO LUIZ COIMBRA DE PÓS-GRADUAÇÃO E PESQUISA DE ENGENHARIA (COPPE) DA UNIVERSIDADE FEDERAL DO RIO DE JANEIRO COMO PARTE DOS REQUISITOS NECESSÁRIOS PARA A OBTENÇÃO DO GRAU DE DOUTOR EM CIÊNCIAS EM ENGENHARIA NUCLEAR.
Examinada por:
Prof. Fernando Carvalho da Silva, D.Sc.
Prof. Antônio Carlos Marques Alvim, Ph.D.
Prof. Aquilino Senra Martinez, D.Sc.
Dr. Daniel Artur Pinheiro Palma, D.Sc.
Dr. Adimir dos Santos, Ph.D.
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A minha esposa, Ângela Dias e Nossos Filhos, Fabiana e André.
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“A mente que se abre a uma nova idéia jamais voltará ao seu tamanho original ”
Albert Einstein.
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Ao D. Sc. Jorge Luiz Cachoeira Chapot e ao Eng. Edson Kuramoto pela colaboração, por terem me liberado, da Eletronuclear para que fosse possível a finalização deste doutorado.
Ao colega Dr. Edmundo Selvatici, pela dedicação e ajuda ao tema abordado desta tese.
A todos os colegas da Superintendência SN.T e Gerências GCN.T e GSN.T da Eletronuclear pela colaboração, e amizade. Em especial agradecimento aos colegas Físicos Flávio Gama, Anderson S. D. Alves, Fernando S. Freire (D.Sc.) e Engenheiros Mário Cesar T. Alves, Marcelo D. Machado (D.Sc.), Antônio Sérigo D. M. Alves (D.Sc.).
Ao incentivo de todos os colegas de operação da central nuclear de Angra 2, Gerente da GDD.O Eng. Waldomiro L. Pereira, ao Supervisor e colega da Física de Reatores, Eng. Décio Brandes, e os demais colegas Físicos Mário Morgado, Mônica Geórgia, e Cristiano da Silva (D.Sc.).
Ao Professor Fernando Carvalho da Silva orientador e grande incentivador para a realização deste trabalho. Sou profundamente grato por sua receptividade, amizade e ajuda constantes, que tornaram o desenvolvimento desta tese uma tarefa extremamente agradável, prazerosa e descontraída.
Ao Professor Aquilino Senra Martinez por seu incentivo sobre o trabalho desenvolvido para o tema dessa tese e pelas sugestões observadas pela sua participação na banca examinadora.
Ao Professor Antônio Carlos Marques Alvim por sua participação na banca examinadora, destacando e orientando os principais pontos significativos abordados.
Ao Dr. Adimir dos Santos pelas informações esclarecedoras sobre as medidas dos parâmetros nucleares que envolvia o tema da tese, durante sua participação na banca examinadora.
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Ao Dr. Daniel Palma pelas suas sugestões e orientações sobre a apresentação dos resultados desta tese ao longo da sua participação da banca examinadora.
Aos Colegas do curso de doutorado na COPPE, D.Sc. Paulo Igor e D.Sc. Adilson da Silva pela ajuda prestada.
Aos funcionários do Programa de Engenharia Nuclear da COPPE/UFRJ pela paciência, colaboração e amizade dispensadas.
Em especial quero também agradecer pelos incentivos dos colegas, amigos e companheiros que dedicam todo o seu trabalho na área de educação deste país que muito me orgulha. Ao Dr. Jorge Antônio Rangel e Dra. Sônia Camera muito obrigado pelo apoio.
A todos os amigos que me acompanharam durante esta jornada, me incentivando e me ajudando de alguma maneira.
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Abstract of Thesis presented to COPPE/UFRJ as a partial fulfillment of the requirements for the degree of Doctor of Science (D.Sc.)
A MODEL FOR POWER DISTRIBUTION RECONSTRUCTION IN A PWR REACTOR BASED ON NEUTRON FLUX MEASUREMENTS AT FIXED REACTOR INCORE DETECTORS
Amory Martins Dias December/
Advisor: Fernando Carvalho da Silva Department: Nuclear Engineering
The PWR reactor core design has evolved to high fuel burn up through modifications of the structural materials of lower neutron absorption, low leakage core loading scheme and increased enrichment of Uranium (^23592 U), for example. This also increases the heterogeneity in the reactor core, slightly reducing operating margins. For this condition, the knowledge of the power density distribution presents a great contribution to the maneuvers of the operator of nuclear reactors. Within this premise, this work is presenting an option for measurements of the power density distribution based on the neutron flux measured by fixed in-core detectors. The proportionality between the neutron flux signal and the power density allows the determination of the linear power density at the detector location. Applying this property, this work presents a calculation method that aims to determine the linear power density distribution in a PWR reactor, in 3 dimension, based on the measurements at fixed neutron detector positions in the reactor core. This calculated power distribution was compared to the power distribution measured using the neutron flux mapping performed with the Aeroball system. The observed differences resulted in a standard deviation of less than 3% and a maximum deviation of about 5%.
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Lista de Figuras xiii
Lista de Tabelas xviii
1.2.1 Evolução das medidas de distribuição de potência 05 1.2.2 Histórico 06 1.2.3 Mapeamento de fluxo de nêutrons e detectores fixos "in-core" 14 1.2.4 Variação de pico de potência com a queima do núcleo 15 1.2.5 Melhorias para medidas da distribuição da densidade de poesia 15 1.2.6 Detector de distribuição de densidade de potência fixos empregados em reatores PWR tipo Angra 2 18 1.3 ORGANIZAÇÃO DO TRABALHO 19
CAPÍTULO 2 20
2. FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA E EVOLUÇÃO DOS PROJETOS DE NÚCLEO 20 2.1 INTRODUÇÃO 20 2.2 EVOLUÇÃO DOS PROJETOS DE NÚCLEO 20 2.3 COMPORTAMENTO DA DISTRIBUIÇÃO DE DENSIDADE DE POTÊNCIA EM PROJETOS CONVENCIONAIS E DE BAIXA FUGA DE NÊUTRONS DE UM REATOR PWR 23 2.4 COMPORTAMENTO DA DISTRIBUIÇÃO DE DENSIDADE DE POTÊNCIA DE UM REATOR PWR 24 2.5 VARIAÇÃO DA DISTRIBUIÇÃO DE DENSIDADE DE POTÊNCIA 28
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Figura 1.1 Usina Nuclear de Angra 1 e Angra 2.. 02 Figura 1.2 Queima de descarga em função do lote de EC de recarga de um PWR de 3765 MWth. 03 Figura 1.3 Comprimento do ciclo em função do lote de EC de recarga de um PWR 3765 MWth. 03 Figura 1.4 Detectores interno e externo ao núcleo de um reator PWR Westinghouse tipo Angra-1. 07 Figura 1.5 Detectores interno e externo ao núcleo de um reator PWR Siemens tipo Angra 2. 08 Figura 1.6 Banda de operação do valor de ΔI=0 de um reator PWR. 10 Figura 1.7 Banda de operação do valor de ΔI≈0 de um reator PWR. 10 Figura 1.8 Banda de operação do ΔI=0 em função da potência de um reator PWR.. 11 Figura 1.9 Banda de operação do ΔI≈0 em função da potência de um reator PWR. 12 Figura 1.10 Perturbação no perfil axial de potência causada pelo movimento de banco de controle e redistribuição de Xenônio. 12 Figura 1.11 Limite axial do pico de densidade de potência relativa. 13
Figura 2.1 Queima de descargas de reatores alemãs tipo PWR. 21 Figura 2.2 Queima de descargas de reatores belgas tipo PWR. 21 Figura 2.3 Queima média de descarga de reator PWR de 3765 MWTH tipo Angra2. 22 Figura 2.4 Carregamento de núcleo de projeto convencional “OUT-IN”. 24 Figura 2.5 Carregamento de núcleo de projeto de baixa fuga “IN-OUT”. 25 Figura 2.6 Comportamento de pico de potência (Fq) em função da queima do ciclo de um projeto convencional (“OUT-IN”) de um reator PWR tipo Angra 2. 25
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Figura 2.7 Comportamento de pico de potência (FΔH) em função da queima do ciclo de um projeto convencional (“OUT-IN”) de reatores PWR tipo Angra 2. 26 Figura 2.8 Comportamento de pico de potência (Fq) em função da queima do ciclo de um projeto de baixa fuga (“IN-OUT”) de um reator PWR tipo Angra 2. 26 Figura 2.9 Comportamento mínimo DNBR em função da queima do ciclo de um projeto de baixa fuga (“IN-OUT”) de um reator PWR tipo Angra 2. 27 Figura 2.10 Valor absoluto da distribuição radial de densidade de potência média com todas as barras de controle retiradas (W/cm). 31 Figura 2.11 Distribuição de densidade de potência relativa com barras de controle retiradas. 32 Figura 2.12 Deformação positiva e negativa da distribuição de densidade de potência radial. 32 Figura 2.13 Distribuição de densidade de potência relativa com barras de controle central inserida. 33 Figura 2.14 Diferença da distribuição de densidade de potência relativa entre as condições TBR e barra de controle central (H8) inserida. 34 Figura 2.15 Diferença da distribuição de densidade de potência relativa em 3D entre as condições TBR e barra de controle central (H8) inserida. 34 Figura 2.16 Distribuição de densidade de potência com 4 barras de controle inseridas homólogas. 35 Figura 2.17 Diferença da distribuição de densidade de potência relativa entre as condições TBR e com 4 barras de controle inseridas homólogas. 36
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Figura 4.6 Distribuição axial de potência média dos ECs homólogos O05 e B11. 60 Figura 4.7 Distribuição axial de potência média dos ECs homólogos N12 e C04. 61 Figura 4.8 Distribuição axial de potência média dos ECs homólogos J02 e G14. 61 Figure 4.9 Distribuição axial de potência média dos ECs homólogos J06 e G10. 62 Figura 4.10 Distribuição da densidade linear de potência máxima empregando as medidas dos detectores fixos no núcleo do reator. 63 Figura 4.11 Distribuição da densidade linear de potência máxima empregando o mapeamento de fluxo de nêutrons pelo sistema Aerobolas. 63 Figura 4.12 Comparação da distribuição máxima de potência entre os sistemas de medidas pelos detectores fixos no núcleo e pelo sistema Aerobolas. 64 Figura 4.13 Comparação entre a distribuição de potência linear máxima medida pela metodologia empregando detectores fixos no núcleo do reator e pelo sistema Aerobolas. 64 Figura 4.14 Comparação do perfil axial da densidade linear de potência máxima do elemento combustível (D06) medidas pela metodologia empregando detectores fixos no núcleo do reator e pelo sistema Aerobolas. 65
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Tabela 4.1 Dados de um reator PWR tipo Angra 2 de 3765 MWTH. 55
Fig. 1.1 Usina Nuclear Angra 1 e Angra 2.
Já os rejeitos de alta radioatividade, como os combustíveis nucleares, que são provisoriamente armazenados em piscinas de combustíveis na própria usina, são motivos de estudos com o propósito de estender o seu armazenamento até o depósito final.
As soluções para os armazenamentos provisórios podem ser diferenciadas em armazenamento a seco ou em piscinas - localizadas no mesmo "site" dos reatores nucleares (DIAS, 2009a; DIAS 2014b). Este fato aumenta o custo do combustível drasticamente. Para reduzir o custo do combustível, projetos de núcleos de reatores têm sido desenvolvidos para permitir maiores queimas de combustíveis. Para que isto seja alcançado, o aumento das margens de projeto é essencial.
Um avaliação para a queima de descarga em função do comprimento do ciclo, e enriquecimento pode ser observada, tomando como base ciclos de equilíbrio mostrado nas Figuras 1.2 e 1.3 de uma usina tipo Angra 2.
Fig. 1.2 Queima de descarga em função do lote de EC de recarga de um PWR de 3765 MWth.
Fig. 1.3 Comprimento do ciclo em função do lote de EC de recarga de um PWR de 3765 MWth.
A Fig. 1.2 mostra para o ciclo de equilíbrio de um reator PWR de 3765 MWth, o comportamento da queima de descarga média em função da quantidade de elementos combustíveis novos, por lote de recarga, e enriquecimento de 23592 U (DIAS, 2014a). A Fig. 1.3 mostra o comprimento do ciclo em função do lote de EC por recarga e enriquecimento de 23592 U. As Fig. 1.2 e 1.3 podem então ser usadas como apoio para as definições de projetos de recarga em função do comprimento de ciclo e queima de descarga de interesse. A Fig. 1.2 mostra que maior queima de descarga ocorrerá com a redução de elementos combustíveis novos, por lote de recarga e pelo aumento do
