Revista Iberoamericana de Ingeniería Mecánica. Vol. 16, N.º 1, pp. 101-114, 2012 MEDIDAS EXPERIMENTAIS DE PARÂMETROS TERMOHIDRÁULICOS NO NÚCLEO DE REATOR NUCLEAR DE PESQUISA AMIR ZACARIAS MESQUITA 1 , ANTÔNIO CARLOS LOPES DA COSTA 1 , ROSE MARY GOMES DO PRADO SOUZA 1 , DANIEL ARTUR PINHEIRO PALMA 2 1 Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) Campus da UFMG - Pampulha, Belo Horizonte, Brasil 2 Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) Rua General Severiano, 90, Rio de Janeiro, Brasil (Recibido 15 de octubre de 2011, para publicación 24 de noviembre de 2011) Resumo – O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 possui uma potência térmica máxima de 250 kW e é um reator de piscina refrigerado por circulação natural de água leve. Está localizado no Centro de Desenvolvi- mento de Tecnologia Nuclear (CDTN), em Belo Horizonte, que é um instituto de pesquisa da Comissão Nacio- nal de Energia Nuclear (CNEN/Brasil). O núcleo do IPR-R1 tem uma configuração anular com seis anéis con- cêntricos. Os canais de refrigeração se estendem desde a grade espaçadora inferior até a grade superior. A água entra nos canais de refrigeração através dos orifícios existentes na placa inferior, atravessa a região inferior não- aquecida, percorre a região ativa removendo o calor gerado nos elementos combustíveis, passa pela região supe- rior não aquecida e, finalmente, sai do canal através do espaço existente entre o terminal do elemento combustí- vel, de forma aproximadamente triangular, e o furo circular da placa superior. No regime de convecção natural as forças o escoamento do fluido provêm das diferenças de densidade entre as várias camadas do fluido ao lon- go do canal. Contra essas forças atuam as perdas por contração e expansão do fluido à entrada e à saída do ca- nal, as perdas de energias cinética e potencial do fluido e as perdas por atrito. A realização de medidas diretas do fluxo de massa nos canais é difícil por causa de sua pequena área e também pela baixa precisão dos medido- res. A vazão de massa pode ser determinada, indiretamente, pelo balanço térmico através do canal, medindo-se a temperatura da água na entrada e na saída. Este trabalho apresenta os experimentos realizados no reator nucle- ar TRIGA IPR-R1, com o objetivo de monitorar alguns parâmetros termohidráulicos nos canais de refrigeração do núcleo. Entre os parâmetros monitorados podem-se citar: o perfil radial e axial de temperatura, velocidade, vazão, fluxo de massa e o número de Reynolds. Alguns resultados são comparados com as previsões teóricas. A compreensão do comportamento dos parâmetros operacionais dos reatores nucleares possibilita melhorar as modelagens contribuindo para sua segurança. Como era de se esperar, o valor das variáveis acompanham a dis- tribuição de potência (fluxo de nêutrons) no núcleo e confirmam a eficiência da circulação natural na remoção do calor produzido pelas fissões nucleares. Palavras chave – Fluxo de massa, reator nuclear de pesquisa TRIGA, temperatura, termohidráulica. 1. INTRODUÇÃO A compreensão do comportamento dos parâmetros operacionais dos reatores nucleares possibilita me- lhorar as modelagens contribuindo para sua segurança. O recente desastre natural, que provocou danos em quatro reatores da Central Japonesa de Fukushima, mostra a importância de estudos realizados nos reatores nucleares de pesquisa, entre eles experimentos sobre retirada de calor por convecção natural para remoção do calor residual existente após o desligamento. No início da década de 50 a empresa americana General Atomics Co (GA), localizada em San Diego, Califórnia, desenvolveu um pequeno reator de pesquisa que seria: inerentemente seguro, operacionalmen- te flexível e que pudesse ser utilizado em uma variedade de experimentos e treinamentos. Na primeira conferência sobre usos pacíficos da energia atômica, promovida pela IAEA em 1955, o primeiro reator TRIGA foi apresentado ao público. Durante as décadas seguintes, aproximadamente 60 destes reatores foram construídos em todo o mundo, incluindo no Brasil.