Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares
| Principais autores: | , , , , |
|---|---|
| Formato: | Online |
| Publicado em: |
2004
|
| Assuntos: | |
| Acesso em linha: | https://canalciencia.ibict.br/ciencia-em-sintese/artigo?item_id=23650 |
| id |
23650 |
|---|---|
| omeka_modified |
2024-10-01T19:00:31Z |
| record_format |
oai |
| collection |
[CeS] Textos de divulgação |
| collection_id |
1 |
| topic |
Tecnologia Usina Nuclear Segurança Engenharia |
| spellingShingle |
Tecnologia Usina Nuclear Segurança Engenharia David Adjuto Botelho José Luiz Horário Faccini Paulo Augusto Berquó de Sampaio Maria de Lourdes Moreira Milton Soares Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| topic_facet |
Tecnologia Usina Nuclear Segurança Engenharia |
| format |
Online |
| author |
David Adjuto Botelho José Luiz Horário Faccini Paulo Augusto Berquó de Sampaio Maria de Lourdes Moreira Milton Soares |
| author_facet |
David Adjuto Botelho José Luiz Horário Faccini Paulo Augusto Berquó de Sampaio Maria de Lourdes Moreira Milton Soares |
| author_sort |
David Adjuto Botelho |
| title |
Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| title_short |
Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| title_full |
Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| title_fullStr |
Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| title_full_unstemmed |
Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| title_sort |
engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares |
| abstract |
Neste estudo, foi realizado experiências que verifica o desempenho de alguns sistemas auxiliares de refrigeração de reatores nucleares, bem como o desenvolvimento e a validação de programas computacionais. |
| coverage |
Nas usinas nucleares atuais (como a usina de Angra dos Reis), o fluido de refrigeração é impelido pela bomba hidráulica através do trocador de calor residual, um sistema ativo, sujeito a falhas.
Entretanto, é possível utilizar a circulação natural do fluido de refrigeração (a circulação originada pela diferença de peso do fluido entre os ramos frio e quente do circuito auxiliar) para retirar o calor gerado pela radioatividade do combustível nuclear, sem necessidade de bombas de circulação.
Como tal sistema "passivo" aumenta a segurança, será implementado nos futuros reatores avançados.
O desempenho dos sistemas normais e auxiliares de refrigeração de reatores é predito e comprovado, junto às autoridades de licenciamento, utilizando programas (ou códigos) computacionais.
Entretanto, a maioria dos programas computacionais atuais foram elaborados para predizer as situações de alta potência, refrigeradas por sistemas ativos de injeção do fluido de refrigeração.
Por isso, a Agência Internacional de Energia, localizada em Paris, na França, considera os códigos computacionais atuais inadequados para simular a circulação natural.
Essa agência também identifica as linhas de pesquisa necessárias para o desenvolvimento de reatores nucleares mais seguros. Dentre elas se destacam o estudo da circulação natural e o desenvolvimento de novos códigos computacionais, que necessitam ser validados utilizando instalações experimentais adequadas.
As operações realizadas no circuito de convecção natural do Instituto de Engenharia Nuclear demonstraram que os experimentos em escala reduzida são realmente importantes para o desenvolvimento e projeto de sistemas passivos para refrigerar os novos reatores nucleares avançados.
Esse circuito foi totalmente projetado e construído pelos engenheiros brasileiros, bem antes de entrar em operação outro similar, construído na Universidade do Oregon, nos Estados Unidos. Isso foi reconhecido em recentes seminários internacionais da Sociedade de Energia Nuclear Americana.
A característica principal desses sistemas experimentais é a de representar, em uma menor escala, a configuração do reator nuclear e seu sistema passivo, um trocador de calor de tubos retos verticais.
Mesmo com uma escala bastante reduzida (para minimizar seu custo) foi provado que o circuito brasileiro é adequado para representar seu protótipo em escala real.
Os sistemas de controle eletrônico e de aquisição digital de dados, e o modelo analítico para simulação do escoamento bifásico de água e vapor foram desenvolvidos no Instituto. Um medidor magnético de baixa velocidade foi doado pela Agência Internacional de Energia Atômica, com sede em Viena, na Áustria.
Face às dificuldades do problema estudado, deve ser ressaltada a concordância observada entre os resultados dos testes experimentais com as simulações teóricas.
Internacionalmente, comparações como essas são usadas para comprovar, ou validar, os métodos de análise de segurança das usinas nucleares.
O documento original do trabalho pode ser obtido no site da ABEN (Associação Brasileira de Energia Nuclear) www.aben.com.br – file: R02_274.pdf do CD da 2002 INAC (International Nuclear Atomic Conference). Na operação normal de um reator nuclear de potência, a energia térmica (calor) gerada pela fissão do urânio do combustível, transportada pelo sistema principal de refrigeração, é utilizada para produzir o vapor que alimenta a turbina do gerador elétrico. Depois do desligamento do reator, a energia armazenada no combustível e a pequena fração (menor que 1%) do calor normal que continua sendo gerado pela radioatividade do combustível são dissipadas no sistema auxiliar de remoção do calor residual. Essa potência térmica é da ordem de centenas de milhões de watts. Se sua dissipação for insuficiente, o calor excessivo pode superaquecer o combustível e fraturar os tubos que contém os produtos radioativos. Programas de cálculo da transferência de calor são utilizados no projeto e na verificação da segurança desses sistemas de refrigeração. Esses programas são desenvolvidos e validados através de experiências, em instalações de teste. Portanto, um tema de pesquisa importante no Instituto de Engenharia Nuclear, no Rio de Janeiro, é a realização de experiências para verificar o desempenho de alguns sistemas auxiliares de refrigeração de reatores nucleares, bem como o desenvolvimento e a validação de programas computacionais. Circuito de convecção natural Foto do circuito de convecção natural Temperaturas do fluido de refrigeração situado na região imediatamente anterior à sua entrada na região aquecedora Resultados análogos para a temperatura de saída do secundário do trocador de calor Distribuição espacial da temperatura do fluido de refrigeração em função da posição axial, em um tempo intermediário do transiente O reator avançado moderado e refrigerado com água pressurizada, denominado AP600, junto com seu sistema passivo de remoção de calor residual, foi escolhido como protótipo, isto é, o sistema real avançado tomado como modelo, e semelhante aos inovativos que brevemente serão construídos. Esse reator é do mesmo tipo (e de potência térmica aproximada) do reator da unidade 1 da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (Angra 1). Nos estudos para o licenciamento de um reator nuclear são postulados acidentes hipotéticos e avaliado o desempenho de seus sistemas de segurança. No caso de um acidente de despressurização (perda de pressão), causado por uma pequena ruptura no circuito principal de refrigeração, a pressão de 74 atmosferas (isto é, uma pressão equivalente a 74 vezes a pressão atmosférica ao nível do mar) será mantida constante durante um longo período de circulação natural. A potência térmica, nesse período, será de 146 milhões de watts. O circuito experimental brasileiro foi dimensionado para operar à pressão de uma atmosfera, com uma diferença de altura entre seus componentes equivalente a um décimo da do protótipo. Teoricamente, para que se tenha condições de similaridade térmica e hidráulica, e assim, poder representar corretamente o protótipo, a potência térmica do aquecedor do circuito experimental deve ser de 1500 watts. Nessas condições há similaridade térmica e hidráulica. Portanto, qualquer programa de computador que simule corretamente o circuito experimental, representará igualmente bem a operação do protótipo, podendo ser usado para comprovar sua segurança. Para que a pesquisa brasileira ficasse completa, foi também necessário desenvolver um programa de computador capaz de simular a operação dinâmica e bifásica do circuito experimental. Para isso, a utilização de um método desenvolvido pelos pesquisadores permitiu experimentar as dificuldades e adquirir o saber tecnológico necessário. O circuito experimental possui um vaso aquecedor simulando o vaso de pressão do reator protótipo, onde 52 resistências elétricas de 36 centímetros de comprimento são colocadas no interior de tubos de aço inoxidável e simulam as 33.000 barras combustíveis do reator, possuindo 3,6 metros de comprimento ativo. O vaso aquecedor é conectado a um trocador de calor contendo 7 tubos verticais de 60 centímetros para simular os 400 tubos do protótipo que tem 6 metros de altura. No circuito experimental, a diferença de altura entre o aquecedor e os tubos do dissipador é de 94,4 centímetros. No protótipo, essa altura é de 9,44 metros. Os gráficos em anexo mostram comparações de resultados analíticos e experimentais de um transiente (uma operação com variação no tempo) de aquecimento no circuito experimental a partir da temperatura ambiente, até a temperatura de ebulição do fluido de refrigeração. No primeiro gráfico, em função do tempo, são comparadas as temperaturas do fluido de refrigeração situado na região imediatamente anterior à sua entrada na região aquecedora. O valor calculado pelo programa computacional (em vermelho) está bem próximo do valor medido experimentalmente (em azul). O segundo gráfico apresenta resultados análogos para a temperatura de saída do secundário do trocador de calor. O terceiro gráfico representa a distribuição espacial da temperatura do fluido de refrigeração em função da posição axial, em um tempo intermediário do transiente. A curva contínua é resultado do cálculo, e os pontos, das medidas experimentais. |
| institution |
Instituto de Engenharia Nuclear Programa de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear do Governo Federal |
| publishDate |
2004 |
| publishDateFull |
2004-01-31 |
| url |
https://canalciencia.ibict.br/ciencia-em-sintese/artigo?item_id=23650 |
| identifier |
https://repositorio.canalciencia.ibict.br/api/items/23650 https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/0d7cb48042c159f91bfaecff63016e7952dc8f28.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/b68ea752ba0e83b77b0221a665803a5b2edec252.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/0abb9baea1557f8f6aee9d97095beafe45bdd533.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/6203a5bc2e88b5bbe98e4a458a2c8c37a2a3919e.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/eb80bdb50bee823bd6db57c71c4d4a6f579aae4f.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/c0921594deee67c4fa79d337c441a8357388df67.jpg |
| thumbnail |
https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/large/0d7cb48042c159f91bfaecff63016e7952dc8f28.jpg |
| area |
Engenharias |
| work_keys_str_mv |
AT davidadjutobotelho engenheirosbrasileirosdesenvolvempesquisasparaaumentarasegurancadasusinasnucleares AT joseluizhorariofaccini engenheirosbrasileirosdesenvolvempesquisasparaaumentarasegurancadasusinasnucleares AT pauloaugustoberquodesampaio engenheirosbrasileirosdesenvolvempesquisasparaaumentarasegurancadasusinasnucleares AT mariadelourdesmoreira engenheirosbrasileirosdesenvolvempesquisasparaaumentarasegurancadasusinasnucleares AT miltonsoares engenheirosbrasileirosdesenvolvempesquisasparaaumentarasegurancadasusinasnucleares |
| first_indexed |
2023-05-02T13:36:39Z |
| last_indexed |
2024-10-01T18:00:09Z |
| _version_ |
1819239949677887488 |
| spelling |
236502024-10-01T19:00:31Z1[CeS] Textos de divulgação Engenheiros brasileiros desenvolvem pesquisas para aumentar a segurança das usinas nucleares David Adjuto Botelho José Luiz Horário Faccini Paulo Augusto Berquó de Sampaio Maria de Lourdes Moreira Milton Soares Tecnologia Usina Nuclear Segurança Engenharia Instituto de Engenharia Nuclear Programa de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear do Governo Federal 2004-01-31 322.jpg vignette : https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/large/0d7cb48042c159f91bfaecff63016e7952dc8f28.jpg Nas usinas nucleares atuais (como a usina de Angra dos Reis), o fluido de refrigeração é impelido pela bomba hidráulica através do trocador de calor residual, um sistema ativo, sujeito a falhas. Entretanto, é possível utilizar a circulação natural do fluido de refrigeração (a circulação originada pela diferença de peso do fluido entre os ramos frio e quente do circuito auxiliar) para retirar o calor gerado pela radioatividade do combustível nuclear, sem necessidade de bombas de circulação. Como tal sistema "passivo" aumenta a segurança, será implementado nos futuros reatores avançados. O desempenho dos sistemas normais e auxiliares de refrigeração de reatores é predito e comprovado, junto às autoridades de licenciamento, utilizando programas (ou códigos) computacionais. Entretanto, a maioria dos programas computacionais atuais foram elaborados para predizer as situações de alta potência, refrigeradas por sistemas ativos de injeção do fluido de refrigeração. Por isso, a Agência Internacional de Energia, localizada em Paris, na França, considera os códigos computacionais atuais inadequados para simular a circulação natural. Essa agência também identifica as linhas de pesquisa necessárias para o desenvolvimento de reatores nucleares mais seguros. Dentre elas se destacam o estudo da circulação natural e o desenvolvimento de novos códigos computacionais, que necessitam ser validados utilizando instalações experimentais adequadas. As operações realizadas no circuito de convecção natural do Instituto de Engenharia Nuclear demonstraram que os experimentos em escala reduzida são realmente importantes para o desenvolvimento e projeto de sistemas passivos para refrigerar os novos reatores nucleares avançados. Esse circuito foi totalmente projetado e construído pelos engenheiros brasileiros, bem antes de entrar em operação outro similar, construído na Universidade do Oregon, nos Estados Unidos. Isso foi reconhecido em recentes seminários internacionais da Sociedade de Energia Nuclear Americana. A característica principal desses sistemas experimentais é a de representar, em uma menor escala, a configuração do reator nuclear e seu sistema passivo, um trocador de calor de tubos retos verticais. Mesmo com uma escala bastante reduzida (para minimizar seu custo) foi provado que o circuito brasileiro é adequado para representar seu protótipo em escala real. Os sistemas de controle eletrônico e de aquisição digital de dados, e o modelo analítico para simulação do escoamento bifásico de água e vapor foram desenvolvidos no Instituto. Um medidor magnético de baixa velocidade foi doado pela Agência Internacional de Energia Atômica, com sede em Viena, na Áustria. Face às dificuldades do problema estudado, deve ser ressaltada a concordância observada entre os resultados dos testes experimentais com as simulações teóricas. Internacionalmente, comparações como essas são usadas para comprovar, ou validar, os métodos de análise de segurança das usinas nucleares. O documento original do trabalho pode ser obtido no site da ABEN (Associação Brasileira de Energia Nuclear) www.aben.com.br – file: R02_274.pdf do CD da 2002 INAC (International Nuclear Atomic Conference). Na operação normal de um reator nuclear de potência, a energia térmica (calor) gerada pela fissão do urânio do combustível, transportada pelo sistema principal de refrigeração, é utilizada para produzir o vapor que alimenta a turbina do gerador elétrico. Depois do desligamento do reator, a energia armazenada no combustível e a pequena fração (menor que 1%) do calor normal que continua sendo gerado pela radioatividade do combustível são dissipadas no sistema auxiliar de remoção do calor residual. Essa potência térmica é da ordem de centenas de milhões de watts. Se sua dissipação for insuficiente, o calor excessivo pode superaquecer o combustível e fraturar os tubos que contém os produtos radioativos. Programas de cálculo da transferência de calor são utilizados no projeto e na verificação da segurança desses sistemas de refrigeração. Esses programas são desenvolvidos e validados através de experiências, em instalações de teste. Portanto, um tema de pesquisa importante no Instituto de Engenharia Nuclear, no Rio de Janeiro, é a realização de experiências para verificar o desempenho de alguns sistemas auxiliares de refrigeração de reatores nucleares, bem como o desenvolvimento e a validação de programas computacionais. Circuito de convecção natural Foto do circuito de convecção natural Temperaturas do fluido de refrigeração situado na região imediatamente anterior à sua entrada na região aquecedora Resultados análogos para a temperatura de saída do secundário do trocador de calor Distribuição espacial da temperatura do fluido de refrigeração em função da posição axial, em um tempo intermediário do transiente O reator avançado moderado e refrigerado com água pressurizada, denominado AP600, junto com seu sistema passivo de remoção de calor residual, foi escolhido como protótipo, isto é, o sistema real avançado tomado como modelo, e semelhante aos inovativos que brevemente serão construídos. Esse reator é do mesmo tipo (e de potência térmica aproximada) do reator da unidade 1 da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (Angra 1). Nos estudos para o licenciamento de um reator nuclear são postulados acidentes hipotéticos e avaliado o desempenho de seus sistemas de segurança. No caso de um acidente de despressurização (perda de pressão), causado por uma pequena ruptura no circuito principal de refrigeração, a pressão de 74 atmosferas (isto é, uma pressão equivalente a 74 vezes a pressão atmosférica ao nível do mar) será mantida constante durante um longo período de circulação natural. A potência térmica, nesse período, será de 146 milhões de watts. O circuito experimental brasileiro foi dimensionado para operar à pressão de uma atmosfera, com uma diferença de altura entre seus componentes equivalente a um décimo da do protótipo. Teoricamente, para que se tenha condições de similaridade térmica e hidráulica, e assim, poder representar corretamente o protótipo, a potência térmica do aquecedor do circuito experimental deve ser de 1500 watts. Nessas condições há similaridade térmica e hidráulica. Portanto, qualquer programa de computador que simule corretamente o circuito experimental, representará igualmente bem a operação do protótipo, podendo ser usado para comprovar sua segurança. Para que a pesquisa brasileira ficasse completa, foi também necessário desenvolver um programa de computador capaz de simular a operação dinâmica e bifásica do circuito experimental. Para isso, a utilização de um método desenvolvido pelos pesquisadores permitiu experimentar as dificuldades e adquirir o saber tecnológico necessário. O circuito experimental possui um vaso aquecedor simulando o vaso de pressão do reator protótipo, onde 52 resistências elétricas de 36 centímetros de comprimento são colocadas no interior de tubos de aço inoxidável e simulam as 33.000 barras combustíveis do reator, possuindo 3,6 metros de comprimento ativo. O vaso aquecedor é conectado a um trocador de calor contendo 7 tubos verticais de 60 centímetros para simular os 400 tubos do protótipo que tem 6 metros de altura. No circuito experimental, a diferença de altura entre o aquecedor e os tubos do dissipador é de 94,4 centímetros. No protótipo, essa altura é de 9,44 metros. Os gráficos em anexo mostram comparações de resultados analíticos e experimentais de um transiente (uma operação com variação no tempo) de aquecimento no circuito experimental a partir da temperatura ambiente, até a temperatura de ebulição do fluido de refrigeração. No primeiro gráfico, em função do tempo, são comparadas as temperaturas do fluido de refrigeração situado na região imediatamente anterior à sua entrada na região aquecedora. O valor calculado pelo programa computacional (em vermelho) está bem próximo do valor medido experimentalmente (em azul). O segundo gráfico apresenta resultados análogos para a temperatura de saída do secundário do trocador de calor. O terceiro gráfico representa a distribuição espacial da temperatura do fluido de refrigeração em função da posição axial, em um tempo intermediário do transiente. A curva contínua é resultado do cálculo, e os pontos, das medidas experimentais. Análise da circulação natural no sistema passivo de refrigeração de um reator nuclear. Neste estudo, foi realizado experiências que verifica o desempenho de alguns sistemas auxiliares de refrigeração de reatores nucleares, bem como o desenvolvimento e a validação de programas computacionais. 2004-01-31 https://www.ipen.br/biblioteca/cd/inac/2002/ENFIR/R02/R02_274.PDF Engenharias O reator avançado moderado e refrigerado com água pressurizada, denominado AP600, junto com seu sistema passivo de remoção de calor residual, foi escolhido como protótipo, isto é, o sistema real avançado tomado como modelo, e semelhante aos inovativos que brevemente serão construídos. Esse reator é do mesmo tipo (e de potência térmica aproximada) do reator da unidade 1 da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (Angra 1). Nos estudos para o licenciamento de um reator nuclear são postulados acidentes hipotéticos e avaliado o desempenho de seus sistemas de segurança. No caso de um acidente de despressurização (perda de pressão), causado por uma pequena ruptura no circuito principal de refrigeração, a pressão de 74 atmosferas (isto é, uma pressão equivalente a 74 vezes a pressão atmosférica ao nível do mar) será mantida constante durante um longo período de circulação natural. A potência térmica, nesse período, será de 146 milhões de watts. O circuito experimental brasileiro foi dimensionado para operar à pressão de uma atmosfera, com uma diferença de altura entre seus componentes equivalente a um décimo da do protótipo. Teoricamente, para que se tenha condições de similaridade térmica e hidráulica, e assim, poder representar corretamente o protótipo, a potência térmica do aquecedor do circuito experimental deve ser de 1500 watts. Nessas condições há similaridade térmica e hidráulica. Portanto, qualquer programa de computador que simule corretamente o circuito experimental, representará igualmente bem a operação do protótipo, podendo ser usado para comprovar sua segurança. Para que a pesquisa brasileira ficasse completa, foi também necessário desenvolver um programa de computador capaz de simular a operação dinâmica e bifásica do circuito experimental. Para isso, a utilização de um método desenvolvido pelos pesquisadores permitiu experimentar as dificuldades e adquirir o saber tecnológico necessário. O circuito experimental possui um vaso aquecedor simulando o vaso de pressão do reator protótipo, onde 52 resistências elétricas de 36 centímetros de comprimento são colocadas no interior de tubos de aço inoxidável e simulam as 33.000 barras combustíveis do reator, possuindo 3,6 metros de comprimento ativo. O vaso aquecedor é conectado a um trocador de calor contendo 7 tubos verticais de 60 centímetros para simular os 400 tubos do protótipo que tem 6 metros de altura. No circuito experimental, a diferença de altura entre o aquecedor e os tubos do dissipador é de 94,4 centímetros. No protótipo, essa altura é de 9,44 metros. Os gráficos em anexo mostram comparações de resultados analíticos e experimentais de um transiente (uma operação com variação no tempo) de aquecimento no circuito experimental a partir da temperatura ambiente, até a temperatura de ebulição do fluido de refrigeração. No primeiro gráfico, em função do tempo, são comparadas as temperaturas do fluido de refrigeração situado na região imediatamente anterior à sua entrada na região aquecedora. O valor calculado pelo programa computacional (em vermelho) está bem próximo do valor medido experimentalmente (em azul). O segundo gráfico apresenta resultados análogos para a temperatura de saída do secundário do trocador de calor. O terceiro gráfico representa a distribuição espacial da temperatura do fluido de refrigeração em função da posição axial, em um tempo intermediário do transiente. A curva contínua é resultado do cálculo, e os pontos, das medidas experimentais. https://repositorio.canalciencia.ibict.br/api/items/23650 https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/0d7cb48042c159f91bfaecff63016e7952dc8f28.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/b68ea752ba0e83b77b0221a665803a5b2edec252.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/0abb9baea1557f8f6aee9d97095beafe45bdd533.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/6203a5bc2e88b5bbe98e4a458a2c8c37a2a3919e.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/eb80bdb50bee823bd6db57c71c4d4a6f579aae4f.jpg https://repositorio.canalciencia.ibict.br/files/original/c0921594deee67c4fa79d337c441a8357388df67.jpg |