SIMULAO DA EVOLUO DA POTNCIA DE REATORES NUCLEARES PintoDiante do cenrio que associa aquecimento...

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  • Revista Iberoamericana de Ingeniera Mecnica. Vol. 14, N. 1, pp. 51-61, 2010

    SIMULAO DA EVOLUO DA POTNCIA DE REATORES NUCLEARES DE PESQUISA UTILIZANDO O SOFTWARE

    LABWIEW

    ANTNIO JUSCELINO PINTO, AMIR ZACARIAS MESQUITA, CLDOLA CSSIA OLIVEIRA DE TELLO

    Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear Comisso Nacional de Energia Nuclear CDTN/CNEN

    Caixa Postal 941, Campus da UFMG, Pampulha, CEP 30 123 970, Belo Horizonte, MG, Brasil

    (Recibido 1 de febrero de 2010, para publicacin 20 de marzo de 2010)

    Resumen O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 Mark I do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), localizado em Belo Horizonte Brasil, um reator do tipo piscina refrigerado gua leve. Os reatores TRIGA (Training, Research, Isotope, General Atomics) foram projetados para pesquisa, treinamento e produo de radioistopos. A Agncia Internacional de Energia Atmica (AIEA) recomenda o uso de interfaces amigveis e seguras para o monitoramento e controle dos parmetros operacionais dos reatores nucleares. Este artigo relata as atividades desenvolvidas para a implementao de um sistema, utilizando o software LabVIEW, com o objetivo de dotar as instalaes do reator TRIGA IPR-R1 de um moderno, seguro e confivel sistema de simulao da evoluo temporal do fluxo neutrnico, que proporcional potncia trmica fornecida pelo ncleo. O sistema atende as necessidades de treinamento e qualificao de pessoal nesta rea. A utilizao do LabVIEW ir introduzir tcnicas modernas, baseadas em instrumentos virtuais, processadores eletrnicos e interfaces visuais em monitores de vdeo. A utilizao do LabVIEW permite a transmisso de dados e interfaces grficas pela rede e videogravaes, em tempo real, do ncleo do reator. O sistema, alm de simular, poder tambm monitorar o comportamento de todas as variveis operacionais da instalao, substituindo os registradores grficos mecnicos atualmente utilizados. Poder tambm ser otimizado para realizar o controle total do reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1.

    Palabras clave Reator nuclear de pesquisa, TRIGA, simulador, fluxo de nutrons, LabVIEW.

    1. INTRODUO

    O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 foi adquirido da General Atomics Co. pelo governo do Estado de Minas Gerais em 1960, por meio do programa do governo americano tomos para a Paz. Foi instalado no antigo Instituto de Pesquisas Radioativas (IPR), atual Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), da Comisso Nacional de Energia Nuclear (CNEN). O IPR-R1 foi o segundo reator nuclear instalado no Brasil e, at o momento, s existem dois reatores de pesquisa deste porte neste pas. Apesar de sua idade seu combustvel est pouco queimado (cerca de 4% em mdia), podendo operar ainda por vrios anos na realizao de pesquisas, na produo de radioistopos e em treinamentos exclusivos deste tipo de instalao. Na Fig. 1 mostra uma foto do poo e uma foto do ncleo do TRIGA IPR-R1, nas quais se pode ver a radiao de Cerenkov quando o reator est crtico [1].

    O reator IPR-R1 um reator de pesquisas refrigerado a gua leve desmineralizada e seu combustvel uma liga metlica de urnio com o moderador hidreto de zircnio (U-ZrH), contendo de 8% a 8,5% em peso de urnio enriquecido a 20% em 235U. O ncleo do reator forma um reticulado cilndrico, onde esto atualmente instalados 63 elementos combustveis-moderadores, sendo 59 elementos originais, revestidos com alumnio e 4 elementos inseridos recentemente com revestimento em ao inoxidvel.

    Inicialmente a potncia mxima do reator IPR-R1 era de 30 kW trmicos, posteriormente acrescentaram-se elementos combustveis ao ncleo aumentando a potncia para 100 kW, sendo esta a atual potncia mxima licenciada. Em 2004 foram realizadas modificaes no ncleo e acrescentaram-se novos elementos combustveis permitindo que a potncia atinja nveis de 250 kW.

  • 52 A.J. Pinto, A.Z. Mesquita, C.C. Oliveira de Tello

    Este artigo relata as atividades desenvolvidas para a implementao de um sistema para simulao dos parmetros neutrnicos do reator TRIGA IPR-R1 utilizando o software LabVIEW (verso 8) da National Instruments [2]. O sistema pode ser utilizado para outros reatores nucleares, desde que se introduzam no programa as constantes especficas de cada reator. Alm de simular, poder tambm ser utilizado como um moderno, seguro e confivel sistema supervisrio para monitoramento da evoluo temporal da potncia do ncleo e outras variveis operacionais.

    A utilizao do LabVIEW ir introduzir tcnicas modernas, baseadas em instrumentos virtuais e interfaces visuais em monitores de vdeo, substituindo os registradores grficos mecnicos que monitoram atualmente o fluxo de nutrons. Possibilitar o estudo de parmetros que afetam a operao do reator, sem a necessidade de usar a instalao, evitando riscos e minimizando custos e tempo de operao, otimizando e melhorando a sua aplicao. Ir auxiliar aos operadores deste reator e de reatores de potncia no estudo e no entendimento dos valores aplicados a cada parmetro e seus efeitos no desempenho global do reator. Alm de outras vantagens, o uso deste tipo de sistema supervisrio possibilitar futura otimizao na monitorao de outras variveis do processo apenas desenvolvendo novas telas do aplicativo, sem a necessidade de aquisio de novos equipamentos.

    O nmero de reatores de pesquisa que podem ser utilizados para estudos e formao na rea nuclear no Brasil ser pequeno diante deste cenrio. Portanto sistemas virtuais, nos quais sejam possveis simulaes e estudos de comportamento dos reatores, sejam eles de potncia ou de pesquisa, so de essencial importncia para suprir estas necessidades e apoiar este avano na rea nuclear no pas. Outra vantagem destes sistemas a economia de recursos financeiros e humanos, uma vez que podem ser utilizados independentemente do reator.

    Estas simulaes permitem tambm avaliar os efeitos de valores extremos nas diversas variveis sem qualquer risco. Com relao instrumentao a AIEA destaca o conceito de controle automtico, principalmente para desligamento; a reao humana muito mais lenta do que a dos instrumentos e a ateno humana no consegue ficar constantemente focada em todos os parmetros de segurana [3]. Assim recomendada explicitamente a existncia de uma interface amigvel para o controle de reatores nucleares, uma vez que a monitorao e controle dos sistemas importantes para a segurana envolvem uma combinao de: funes de medidas e controle automticos e monitorao e controle por operadores humanos. Desta forma o conhecimento de todas as variveis inerentes ao processo e suas implicaes de extrema importncia para a operao segura dos reatores [4].

    Fig. 1. Reator nuclear TRIGA IPR-R1 vista do poo e ncleo com o reator ligado [1].

  • Simulao da evoluo da potncia de reatores nucleares de pesquisa utilizando o software LABWIEW 53

    2. REATORES NUCLEARES

    Diante do cenrio que associa aquecimento global, aumento da demanda de energia e segurana em seu suprimento, os pases do mundo esto olhando com novos olhos a energia nuclear. Diante disto, alm da manuteno dos reatores em operao, tem aumentado o nmero de reatores em construo e centenas esto em fase de projeto em todo o mundo. No Brasil a entrada em operao de Angra 3 em 2014 e a previso da construo de mais quatro centrais de potncia, alm do projeto e construo do Reator Brasileiro Multipropsito (RBM) que ser um reator de pesquisa com algumas caractersticas similares ao IPR-R1, exigiro pessoal qualificado em todos os setores da energia nuclear [5].

    A maior vantagem ambiental da gerao eltrica atravs de usinas nucleares a no utilizao de combustveis fsseis, evitando o lanamento na atmosfera dos gases responsveis pelo aumento do aquecimento global e outros produtos txicos. Usinas nucleares ocupam reas relativamente pequenas, podem ser instaladas prximas aos centros consumidores e no dependem de fatores climticos (chuva, vento, etc.) para o seu funcionamento. Os dois tipos principais de reatores nucleares so reatores de potncia e os reatores de pesquisa. Os reatores de potncia so utilizados como uma fonte de calor para a produo de energia eltrica e os reatores de pesquisa como uma fonte de nutrons.

    2.1. Reatores de pesquisa TRIGA Os reatores TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics) so os reatores de pesquisa mais

    amplamente utilizados. Esto, em sua maioria, instalados em universidades, hospitais, indstrias e centros de pesquisa de vrios pases. Conforme indica sua sigla foram desenvolvidos, principalmente, para formao de pessoal e pesquisas. Estes reatores so caracterizados pela sua segurana intrnseca devido, principalmente, a dois fatores relacionados transferncia de calor, so eles [6]:

    O grande coeficiente negativo de temperatura/reatividade, isto significa que um aumento da potncia leva a um conseqente aumento da temperatura da mistura combustvel-moderador, causando o aparecimento de uma reatividade negativa que amortece gradualmente a taxa de aumento de potncia e esta tende a se estabilizar.

    Um sistema passivo de remoo de calor do ncleo, podendo operar em potncias de at 500 kW, em estado estacionrio, com resfriamento apenas por circulao natural da gua da piscina.

    Portanto, os reatores TRIGA so bastante apropriados para formao de pessoal e pesquisas experimentais em termo-hidrulica, neutrnica, instrumentao e controle.

    2.2. Medida e controle da potncia do reator TRIGA IPR-R1 A monitorao da potncia nos reatores nucleares realizada por meio de detectores que medem o

    fluxo de nutrons, que diretamente proporcional potncia. No reator IPR-R1 existem quatro cmaras sensveis aos nutrons posicionadas em torno do ncleo para medidas do fluxo neutrnico. O tipo de cmara usada e sua posio com relao ao ncleo determina a faixa de fluxos de nutrons medidos, conforme descrito a seguir [1]:

    Canal de partida; consiste de uma cmara de fisso (235U) com um ampli