Published February 10, 2012
| Version v1
Publication
Open
Experimental Investigation of Thermal Hydraulics in the IPR-R1 TRIGA Nuclear Reactor
Creators
- 1. Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear
- 2. National Nuclear Energy Commission
- 3. Universidade Federal de Minas Gerais
Description
Reactors 2 1960 with a core configuration containing 56 aluminum clad standard TRIGA fuel elements, and a maximum thermal power of 30 kW.In order to upgrade the IPR-R1 reactor power, nine stainless steel clad fuel elements were purchased in 1971.One of these fuel elements was instrumented in the centreline with three type K thermocouples.On December 2000, four of these stainless steel clad fuel elements were placed into the core allowing to upgrading the nominal power to 250 kW.In 2004 the instrumented fuel element (IF) was inserted into all core rings and monitored the fuel temperature, allowing heat transfer investigations at several operating powers, including the maximum power of 250 kW (Mesquita, 2005).The basic safety limit for the TRIGA reactor system is the fuel temperature, both in steady-state and pulse mode operation.The time-dependence of temperature was not considered here, hence only the steady-state temperature profile was studied.This chapter presents the experiments performed in the IPR-R1 reactor for monitoring some thermal hydraulic parameters in the fuel, pool and core coolant channels.The fuel temperature as a function of reactor power was monitored in all core rings.The radial and axial temperature profile, coolant velocity, mass flow rate and Reynolds's number in coolant channels were monitored in all core channels.It also presents a prediction for the critical heat flux (CHF) in the fuel surface at hot channel.Data from the instrumented fuel element, pool, and bulk coolant temperature distribution were compared with the theoretical model and results from other TRIGA reactors.A data acquisition system was developed to provide a friendly interface for monitoring all operational parameters.The system performs the temperature compensation for the thermocouples.Information displayed in real-time was recorded on hard disk in a historical database (Mesquita & Souza, 2008).The data obtained during the experiments provide an excellent picture of the IPR-R1 reactor's thermal performance.The experiments confirm the efficiency of natural circulation in removing the heat produced in the reactor core by nuclear fission (Mesquita & Rezende, 2010).
Translated Descriptions
⚠️
This is an automatic machine translation with an accuracy of 90-95%
Translated Description (Arabic)
المفاعلات 2 1960 مع تكوين أساسي يحتوي على 56 عنصر وقود TRIGA قياسي مكسو بالألمنيوم، وقوة حرارية قصوى تبلغ 30 كيلو واط. من أجل ترقية طاقة مفاعل IPR - R1، تم شراء تسعة عناصر وقود مكسوة بالفولاذ المقاوم للصدأ في عام 1971. تم تجهيز أحد عناصر الوقود هذه في الخط المركزي بثلاثة مزدوجات حرارية من النوع K. في ديسمبر 2000، تم وضع أربعة من عناصر الوقود المكسوة بالفولاذ المقاوم للصدأ في القلب مما سمح بترقية الطاقة الاسمية إلى 250 كيلو واط. في عام 2004، تم تركيب عنصر الوقود المعدني (IF) تم إدخاله في جميع الحلقات الأساسية ومراقبة درجة حرارة الوقود، مما يسمح بتحقيقات نقل الحرارة في العديد من قوى التشغيل، بما في ذلك الطاقة القصوى البالغة 250 كيلو واط (ميسكيتا، 2005). حد الأمان الأساسي لنظام مفاعل تريجا هو درجة حرارة الوقود، سواء في حالة التشغيل الثابتة أو في وضع النبض. لم يتم النظر في الاعتماد الزمني لدرجة الحرارة هنا، وبالتالي تمت دراسة ملف تعريف درجة حرارة الحالة الثابتة فقط. يقدم هذا الفصل التجارب التي أجريت في مفاعل IPR - R1 لمراقبة بعض المعلمات الهيدروليكية الحرارية في قنوات الوقود والمسبح والمبرد الأساسي. تمت مراقبة درجة الحرارة كدالة لطاقة المفاعل في جميع الحلقات الأساسية. تمت مراقبة ملف درجة الحرارة الشعاعي والمحوري وسرعة سائل التبريد ومعدل تدفق الكتلة وعدد رينولدز في قنوات سائل التبريد في جميع القنوات الأساسية. كما يقدم تنبؤًا بالتدفق الحراري الحرج (CHF) في سطح الوقود في القناة الساخنة. تمت مقارنة البيانات من عنصر الوقود المزود بأجهزة، والمسبح، وتوزيع درجة حرارة سائل التبريد بالجملة مع النموذج النظري والنتائج من مفاعلات TRIGA الأخرى. تم تطوير نظام الحصول على البيانات لتوفير واجهة ودية لمراقبة جميع المعلمات التشغيلية. يقوم النظام بتعويض درجة الحرارة للمزدوجات الحرارية. تم تسجيل المعلومات المعروضة في الوقت الفعلي على القرص الصلب في قاعدة بيانات تاريخية (Mesquita & Souza، 2008). توفر البيانات التي تم الحصول عليها خلال التجارب صورة ممتازة للأداء الحراري لمفاعل IPR - R1. تؤكد التجارب كفاءة الدوران الطبيعي في إزالة الحرارة الناتجة في قلب المفاعل عن طريق الانشطار النووي (Mesquita & Rezende، 2010).Translated Description (French)
Réacteurs 2 1960 avec une configuration de cœur contenant 56 éléments combustibles TRIGA standard revêtus d'aluminium et une puissance thermique maximale de 30 kW. Afin d'améliorer la puissance du réacteur IPR-R1, neuf éléments combustibles revêtus d'acier inoxydable ont été achetés en 1971. L'un de ces éléments combustibles a été instrumenté dans l'axe avec trois thermocouples de type K. En décembre 2000, quatre de ces éléments combustibles revêtus d'acier inoxydable ont été placés dans le cœur, ce qui a permis d'améliorer la puissance nominale à 250 kW. En 2004, l'élément combustible instrumenté (IF) a été inséré dans tous les anneaux du cœur et a surveillé la température du combustible, permettant des études de transfert de chaleur à plusieurs puissances de fonctionnement, y compris la puissance maximale de 250 kW (Mesquita, 2005). La limite de sécurité de base pour le système de réacteur TRIGA est la température du combustible, à la fois en régime permanent et en mode pulsé.La dépendance temporelle de la température n'a pas été prise en compte ici, donc seul le profil de température en régime permanent a été étudié.Ce chapitre présente les expériences effectuées dans le réacteur IPR-R1 pour surveiller certains paramètres thermohydrauliques dans les canaux de combustible, de piscine et de liquide de refroidissement du cœur.Le combustible la température en fonction de la puissance du réacteur a été surveillée dans tous les anneaux du cœur. Le profil de température radial et axial, la vitesse du liquide de refroidissement, le débit massique et le nombre de Reynolds dans les canaux de refroidissement ont été surveillés dans tous les canaux du cœur. Il présente également une prédiction du flux de chaleur critique (CHF) dans la surface du combustible au canal chaud. Les données de l'élément combustible instrumenté, de la piscine et de la distribution de la température du liquide de refroidissement en vrac ont été comparées au modèle théorique et aux résultats d'autres réacteurs TRIGA. Un système d'acquisition de données a été développé pour fournir une interface conviviale pour surveiller tous les paramètres opérationnels. Le système effectue la compensation de température pour les thermocouples. Les informations affichées en temps réel ont été enregistrées sur disque dur dans une base de données historique (Mesquita & Souza, 2008). Les données obtenues au cours des expériences fournissent une excellente image des performances thermiques du réacteur IPR-R1. Les expériences confirment l'efficacité de la circulation naturelle dans l'élimination de la chaleur produite dans le cœur du réacteur par fission nucléaire (Mesquita & Rezende, 2010).Translated Description (Spanish)
Reactores 2 1960 con una configuración de núcleo que contiene 56 elementos combustibles TRIGA estándar revestidos de aluminio y una potencia térmica máxima de 30 kW. Con el fin de mejorar la potencia del reactor IPR-R1, se compraron nueve elementos combustibles revestidos de acero inoxidable en 1971. Uno de estos elementos combustibles se instrumentó en la línea central con tres termopares tipo K. En diciembre de 2000, cuatro de estos elementos combustibles revestidos de acero inoxidable se colocaron en el núcleo, lo que permitió mejorar la potencia nominal a 250 kW. En 2004, el elemento combustible instrumentado (IF) se insertó en todos los anillos del núcleo y monitoreó la temperatura del combustible, lo que permitió investigaciones de transferencia de calor en varias potencias de operación, incluida la potencia máxima de 250 kW (Mesquita, 2005). El límite de seguridad básico para el sistema del reactor TRIGA es la temperatura del combustible, tanto en estado estacionario como en modo de pulso. La dependencia del tiempo de la temperatura no se consideró aquí, por lo tanto, solo se estudió el perfil de temperatura en estado estacionario. Este capítulo presenta los experimentos realizados en el reactor IPR-R1 para monitorear algunos parámetros hidráulicos térmicos en los canales de refrigerante del combustible, la piscina y el núcleo. El combustible la temperatura en función de la potencia del reactor se monitoreó en todos los anillos del núcleo. El perfil de temperatura radial y axial, la velocidad del refrigerante, el caudal másico y el número de Reynolds en los canales de refrigerante se monitorearon en todos los canales del núcleo. También presenta una predicción para el flujo de calor crítico (CHF) en la superficie del combustible en el canal caliente. Los datos del elemento de combustible instrumentado, la piscina y la distribución de la temperatura del refrigerante a granel se compararon con el modelo teórico y los resultados de otros reactores TRIGA. Se desarrolló un sistema de adquisición de datos para proporcionar una interfaz amigable para monitorear todos los parámetros operativos. El sistema realiza la compensación de temperatura para los termopares. La información mostrada en tiempo real se registró en el disco duro en una base de datos histórica (Mesquita y Souza, 2008). Los datos obtenidos durante los experimentos proporcionan una excelente imagen del rendimiento térmico del reactor IPR-R1. Los experimentos confirman la eficiencia de la circulación natural para eliminar el calor producido en el núcleo del reactor por fisión nuclear (Mesquita y Rezende, 2010).Files
28072.pdf
Files
(1.4 MB)
| Name | Size | Download all |
|---|---|---|
|
md5:600ff30c8f34d3cf8260a79fc6107e8e
|
1.4 MB | Preview Download |
Additional details
Additional titles
- Translated title (Arabic)
- الفحص التجريبي للهيدروليكا الحرارية في المفاعل النووي IPR - R1 TRIGA
- Translated title (French)
- Étude expérimentale de l'hydraulique thermique dans le réacteur nucléaire TRIGA IPR-R1
- Translated title (Spanish)
- Investigación experimental de hidráulica térmica en el reactor nuclear IPR-R1 TRIGA
Identifiers
- Other
- https://openalex.org/W1483935745
- DOI
- 10.5772/25869
References
- https://openalex.org/W1585508222
- https://openalex.org/W1973816532
- https://openalex.org/W1996510258
- https://openalex.org/W2023861133
- https://openalex.org/W2071397012
- https://openalex.org/W2073858728
- https://openalex.org/W2075181099
- https://openalex.org/W2110891770
- https://openalex.org/W2133326973
- https://openalex.org/W2138226368
- https://openalex.org/W2277026903
- https://openalex.org/W2949496317
- https://openalex.org/W2999567686
- https://openalex.org/W42408213