Avaliação termo-hidráulica para combustível nuclear de alto desempenho utilizando o código de subcanais STHIRP

O código STHIRP-1 foi desenvolvido como uma atividade da linha de pesquisa relacionada à área de termo-hidráulica de reatores, do Departamento de Engenharia Nuclear da Universidade Federal de Minas Gerais e é resultado de um esforço no sentido de desenvolver um código que tenha a mesma capacidade analítica daqueles desenvolvidos em instituições e centros de pesquisa qualificados na área nuclear em todo o mundo. A capacidade analítica do programa foi testada com a simulação do sistema representado pelo reator de pesquisa TRIGA IPR-R1 instalado no CDTN/CNEN em Belo Horizonte. Neste contexto resolveu-se avaliar o combustível anelar para testar o modelo de condução térmica implementado no programa. Para tanto simulou-se o combustível com geometria anelar apresentado no relatório de referência publicado pelo MIT Center for Advanced Nuclear Energy Systems em 2006. Nesse relatório discute-se a proposta de um combustível anelar, refrigerado interna e externamente, com o objetivo de permitir o aumento da densidade de potência de um reator PWR sem comprometer as margens de segurança da instalação. As condições termohidráulicas foram calculadas com o auxílio do código de subcanais VIPRE. Os cálculos foram realizados sempre procurando seguir as informações contidas no relatório de referência. Os resultados mostraram que, de uma forma geral, há uma boa correspondência entre aqueles previstos por STHIRP-1 e os apresentados no relatório. No modelo de uma vareta o bom acordo na comparação do fluxo de calor, do DNBR ( Departure From Nucleate Boiling) e queda de pressão do VIPRE e STHIRP confirmam a capacidade nativa de simulação do combustível anelar com o código STHIRP. Do modelo de 1/8 do núcleo, representando o núcleo por simetria com potência de 150% em relação ao uso do combustível sólido, foi obtido bom acordo do DNBR. Além disso, foram obtidas as distribuições de temperatura radial e axial da vareta combustível e a temperatura da água. A perda de carga foi o parâmetro, que apresentou maior diferença no trabalho. O canal interno apresentou a menor queda de pressão, pois não tem grade espaçadora. Enfim, este estudo mostra que o programa STHIRP é uma ferramenta valiosa que está à disposição do Departamento de Engenharia Nuclear sem custos e gera perspectivas de trabalhos futuros. O combustível anelar se mostra muito promissor, mas ainda é necessário mais estudos e investimento nesse combustível.The STHIRP-1 code was developed as an activity of the research line related to the thermal hydraulics area of reactors of the Department of Nuclear Engineering of Universidade Federal de Minas Gerais. Is the result of an effort to develop a code that has the same analytical capacity as those developed in institutions and research centers qualified in the nuclear area worldwide. The analytical capacity of the program was tested with the simulation of the system represented by the TRIGA IPR-R1 research reactor installed in the CDTN / CNEN in Belo Horizonte. In this context, it was decided to evaluate the annular fuel, to test the thermal conduction model implemented in the program. The fuel with annular geometry presented in the reference report published by the MIT Center for Advanced Nuclear Energy Systems in 2006 was simulated. This report discusses the proposal for an annular fuel, cooled internally and externally, in order to increase the power density of a PWR reactor without compromising the safety margins of the installation. The thermo-hydraulic conditions were calculated with the aid of the VIPRE. The calculations were always made to follow the information contained in the reference report. The results showed that, in general, there is a good correlation between those predicted by STHIRP-1 and those presented in the report. In the model of a dipstick the good agreement in the comparison of the heat flow, DNBR and pressure drop of VIPRE and STHIRP confirm the native simulation capacity of the annular fuel with the code STHIRP. From the 1/8 core model, representing the complete core by symmetry with a power of 150% in relation to the use of the solid fuel, good agreement of the DNBR (Departure From Nucleate Boiling), and heat flow was obtained. Besides, the radial temperature distributions were obtained and axial direction of the fuel rod and the water temperature. The load loss was the parameter, which showed the greatest difference, in the work. The internal channel had a lower pressure drop, because it does not have a spacer grid. Finally, this study shows that the STHIRP program is a valuable tool that is available to the Department of Nuclear Engineering at no cost and generates perspectives for future work. Ring fuel is very promising, but more research and investment is still needed