Termo-Hidraulica Experimental de Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA

Este trabalho descreve os estudos analíticos e experimentais realizados no reator nuclear de pesquisa TRIGA do CDTN/CNEN (Belo Horizonte/MG), com o intuito de determinar seus parâmetros de transferęncia de calor. Desenvolveu-se uma metodologia para a calibraçăo e monitoraçăo da potęncia dissipada pelo núcleo, implantando assim novos canais de medida de potęncia por processo térmico. Realizou-se um levantamento completo da distribuiçăo de temperaturas no combustível, núcleo e na piscina. A condutividade térmica do elemento combustível e o coeficiente de transferęncia de calor de seu revestimento para o refrigerante foram avaliados experimentalmente. Foi proposta uma formulaçăo para a determinaçăo do valor da condutância na interface entre combustível e seu revestimento (gap). Como subsídio ŕs experięncias, desenvolveu-se um sistema e um programa de coleta e processamento de dados para o reator, capaz de acompanhar em tempo real e registrar seus principais parâmetros operacionais. Os resultados experimentais foram comparados com valores teóricos e experimentais encontrados na literatura. Espera-se que este trabalho contribuía para o aprimoramento dos códigos termohidráulicos.