Avaliação experimental da eficiência do boro no controle da reatividade dos reatores nucleares refrigerados a água

Autores

DOI:

https://doi.org/10.33448/rsd-v11i2.25406

Palavras-chave:

Reator nuclear; Triga; Boro; Controle químico; Reatividade; Nêutrons.

Resumo

Reatores nucleares são dispositivos em que reações de fissão em cadeia são obtidas de modo controlado. A grandeza que representa este controle é a reatividade. Através da inserção ou remoção de barras absorvedoras de nêutrons controla-se o fluxo de nêutrons, determinando deste modo os níveis de potência. Já para o controle de longo prazo, substâncias químicas com alta seção de choque de absorção, são dissolvidas na água de refrigeração dos reatores à água pressurizada (PWR). O ácido bórico é utilizado para este propósito, devido ao isótopo B-10. O propósito deste trabalho foi mostrar a efetividade do boro no controle da reatividade dos reatores nucleares refrigerados a água leve. Foram inseridas amostras, com concentrações diferentes de ácido bórico no núcleo do reator nuclear de pesquisa Triga IPR-R1, do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN. As variações de reatividades foram avaliadas utilizando o Método Estático da Reatividade Nula. Medidas do pH e da condutividade elétrica foram realizadas nas soluções para caracterizá-las. Os resultados encontrados possibilitaram simular o consumo de B-10 durante a operação do reator e seu efeito na reatividade com o aumento da concentração de ácido bórico. Os valores de pH tiveram um aumento muito pequeno após a irradiação. Já as condutividades das amostras tiverem alterações pouco significativas. Como resultado desta pesquisa, foi levantada uma correlação entre várias concentrações de ácido bórico e a reatividade do reator.

Referências

Byrne, J. (1994). Neutrons, Nuclei and Matter: An Exploration of the Physics of Slow Neutrons. New York: Ed. Dover.

Giada, M. R. (2005). Determinação da reatividade do veneno queimável de Al2O3-B4C em função da sua concentração no reator IPEN/MB-01. 84 p. Dissertação (Mestrado em Ciência na Área de Tecnologia Nuclear - Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, São Paulo.

Gomes, K. (2008). Controle preditivo neural aplicado ao processo de criticalidade da usina nuclear de Angra II. 193 p. Dissertação (Mestrado em Ciências em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ), Rio de Janeiro.

IAEA - International Atomic Energy Agency. (1996). Processing of nuclear power plant waste streams containing boric acid. Vienna: IAEA Nuclear Energy Series, (IAEA-TECDOC-911).

IAEA – International Atomic Energy Agency. (2013). Water Chemistry and Clad Corrosion/Deposition Including Fuel Failures. IAEA-TECDOC-CD-1692. Proceedings of a Technical Meeting held in Kiev, Ukraine.

IAEA - International Atomic Energy Agency. (2011). Good Practices for Water Quality Management in Research Reactors and Spent Fuel Storage Facilities. NP-T-5.2. Vienna.

IAEA - International Atomic Energy Agency. (2010). Recommended Practices for Water Quality Management in Research Reactors & Spent Fuel Storage Facilities. IAEA Nuclear Energy Series.

IAEA – International Atomic Energy Agency. (2017). Physics and Kinetics of TRIGA Reactors. https://ansn.iaea.org/Common/documents/Training/TRIGA%20Reactors%20(Safety%20and%20Technology)/chapter2/physics221.htm.

ISO - International Organization of Standardization. (2008). Guide to the Expression of Uncertainty in Measurement, Geneva.

Lamarsh, J. R.; Baratta, A. J. (2018). Introduction to Nuclear Engineering. 4th Edition. Pearson. Hoboken, New Jersey.

Mesquita, A.Z. (2021). Reatores Nucleares - Introdução à Energia do Núcleo. Programa de Pós-Graduação em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e Materiais do Centro e Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. 147p. Belo Horizonte.

Mesquita, A.Z.; Palma, D.A.P; Rezende, H.C.; Oliveira, A.M.; Morghi, Y.; Ribeiro, P.A.M.; Alcântara e Alves; Peconick, D.G.O. (2021a). Power Measurement Methodologies for Pool Nuclear Research Reactors. Latin American Journal of Development, v. 3, p. 882-892, 2021. DOI: 10.46814/lajdv3n2-032.

Mesquita, A.Z.; Rezende, H.C.; Rodrigues, R.R.; Almeida, V.F.; Palma, D.A.P. (2021b). Experimental evaluation of natural convection in the IPR-R1 Triga research reactor at 264 kW and 105 kW. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, p. 1-15. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2B.1256.

Nordmann, F. (2004). Aspects on chemistry in French nuclear power plants. 14th International Conference on the Properties of Water and Steam in Kyoto, p. 521–530,.

Oliveira, A.M.; Mesquita, A.Z.; Reis, I.C. (2021). Proposta de Investigação Experimental do Desempenho Termo-Hidraulico de Nanofluidos na Refrigeração de Reatores Nucleares à Água Leve. In: Antonella Carvalho de Oliveira. (Org.). Projeto, Análise e Otimização na Área das Engenharias. 1ed. Ponta Grossa (PR): Atena Editora. v. 1, p. 124-130.

Pastina, B.; Isabey, J.; Hickel, B. (1999). The influence of water chemistry on the radiolysis of the primary coolant water in pressurized water reactors. Journal of Nuclear Materials, v. 264, n. July 1998, p. 309–318. DOI: 10.1016/S0022-3115(98)00494-2.

Reis, I. C. (2017). Avaliação Teórico-Experimental da Influência do Boro na Reatividade do Reator Triga IPR-R1. 68 p. Dissertação (Mestrado em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e Materiais). Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. Belo Horizonte.

Reis, I. C.; Monteiro, R.P.G.; Mesquita, A.Z. (2016c). Rotina de determinação do pH e da condutividade de amostras de água borada antes e após irradiação no tubo central do reator TRIGA IPR-R1. Doc. Nº: R001.20.RE.002. Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/Cnen). Belo Horizonte.

Reis, I. C.; Souza, R.M.G.P.; Mesquita, A.Z.; Monteiro, R.P.G. (2016a). Procedimento Experimental para Determinação do Efeito do Boro na Reatividade do Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA IPR-R1. Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. NI-SETRE 05/2016. Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/Cnen. Belo Horizonte.

Reis, I.C.; Monteiro, R.P.G.; Mesquita, A.Z. (2016b). Rotina do preparo de soluções de ácido bórico para irradiação no reator TRIGA IPR-R1. (Doc. Nº: R001.20.RE.001. Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/Cnen). Belo Horizonte.

Rodrigues, R.R.; Mesquita, A.Z.; Palma, D.A.P. (2018). Designing a system to detect leaking in fuel elements in Brazilian Triga research reactor. International Journal of Nuclear Energy, Science and Technology (Print), v. 12, p. 239. DOI: 10.1504/IJNEST.2018.095691.

Scott, P. M.; Combrade, P. (2006). Corrosion in Pressurized Water Reactor. ASM Handbook – Corrosion Environment and Industries. Volume 13C, p 36A. D. Cramer and B. S. Covino, Jr. Eds, ASM, Metals Park, OH.

Souza, R. M. G. P.; Mesquita, A. Z. (2008). Procedimentos de Testes Neutrônicos e Termohidráulicos no Reator TRIGA IPR-R1 à 100 kW – Núcleo com 63 E.C. Belo Horizonte: Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Nota Interna (NI-TR-03/08).

Fylonych, Y.; Zaporozhan, V.; Balashevskyi, O.; Merkotan, K. (2021). Analysis of the Influence of Nuclear Fuel Burnup on the 16N Formation Rate in the Primary Coolant Circuit of WWER-1000 Reactor. Nuclear Physics and Atomic Energy. Vol. 22 No. 1. DOI: 10.15407/jnpae2021.01.048.

Downloads

Publicado

18/01/2022

Como Citar

MESQUITA, A. Z. .; OLIVEIRA, A. M. de .; GONÇALVES, L. M. .; REIS, I. C. Avaliação experimental da eficiência do boro no controle da reatividade dos reatores nucleares refrigerados a água. Research, Society and Development, [S. l.], v. 11, n. 2, p. e8211225406, 2022. DOI: 10.33448/rsd-v11i2.25406. Disponível em: https://rsdjournal.org/index.php/rsd/article/view/25406. Acesso em: 27 jul. 2024.

Edição

Seção

Engenharias