REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO

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1 REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO RELATO GRUPO 4 ENGENHARIA DE REATORES São Paulo, 02 de outubro de 2008

2 PARTICIPANTES IPEN-CNEN/SP Adimir dos Santos Antonio Teixeira e Silva Miguel Mattar Neto Patrícia da S. P. de Oliveira Pedro Ernesto Umbehaun CDTN-CNEN/BH Ivan Dionysio Arone Marcio Soares Dias Tanius Rodrigues Mansur IEN-CNEN/RJ João Jachic Maria de Lourdes Moreira Paulo Victor R de Carvalho Rubens Souza dos Santos CRCN-CNEN/PE Fernando R de Andrade Lima CTMSP Alfredo Abe Eduardo H. Honaiser DEN/UFPE Carlos A. Brayner de O. Lima

3 CARACTERÍSTICAS GERAIS DO REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO (RMB) O Reator RMB será projetado, construído e operado para atender as necessidades brasileiras atuais de uma fonte de nêutrons de multipropósito, sendo capaz de atender as exigências de produção de radioisótopos, de teste de materiais, e de aplicações científicas, comerciais e médicas na área nuclear. Os requisitos básicos para este reator são: Ter uma forte componente nacional na sua execução, tanto dos institutos de pesquisa da CNEN quanto de outras instituições e empresas nacionais, visando o desenvolvimento da tecnologia nacional e a formação de recursos humanos na área nuclear; Considerar a realização de parcerias com instituições internacionais intercâmbio científico, tecnológico e industrial na área nuclear; visando o Manter e ampliar os benefícios médicos na área da saúde fornecidos à comunidade brasileira, através da garantia de suprimento nos próximos 50 anos de radiofármacos para terapia e diagnóstico;

4 CARACTERÍSTICAS GERAIS DO REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO (RMB) Prover uma instalação de pesquisa de feixe de nêutrons para atender as necessidades da comunidade científica brasileira, bem como constituir um centro de referência científica na área; Prover uma instalação de pesquisa e treinamento e programas para ampliar as oportunidades educacionais dos estudantes brasileiros em ciências e engenharia; Fornecer radioisótopos industriais e instalações para análise de ativação de nêutrons, irradiação de materiais e radiografia por nêutrons para atender as necessidades da agricultura e indústria; Apresentar alta segurança e baixo impacto ambiental de forma a ser facilmente certificado; Apresentar baixa relação custo/benefício.

5 REATORES DE REFERÊNCIA REATOR OSIRIS Reator experimental com uma potência térmica de 70 MW; Tipo piscina aberta, moderado e refrigerado a água leve, tendo como refletores a água leve e o berílio; Fluxo de nêutrons térmicos no núcleo é de 3, n cm -2 s -1 ; Fluxo de nêutrons rápidos de 4, n cm -2 s -1 ; O núcleo do reator consiste de 38 elementos combustíveis de U 3 Si 2 -Al com 19,75 % de enriquecimento e seis elementos de controle (háfnio); A temperatura de entrada do refrigerante no reator é de 38 ºC e a de saída de 47 ºC, com uma vazão de resfriamento ascendente no núcleo de 5.600m 3 /h e velocidade de escoamento de 7m/s; O objetivo principal do reator é conduzir testes e irradiar combustíveis e materiais estruturais de reatores de potência e produzir radioisótopos.

6 REATORES DE REFERÊNCIA REATOR JULES HOROWITZ Reator experimental projetado para uma potência de 100 MW; Tipo piscina aberta, moderado e refrigerado a água leve, tendo como refletores a água leve e o berílio; O fluxo de nêutrons térmicos no núcleo é de 7, n/cm- 2 s-1; O fluxo de nêutrons rápidos de 6, n cm -2 s -1 ; O núcleo do reator consistirá de combustíveis do tipo U-Mo-Al com enriquecimento inferior a 20% e densidade de 8 gu/cm 3 ; A temperatura de entrada do refrigerante no reator é de 25 ºC e a de saída de 41 ºC, com uma velocidade de escoamento de 15 m/s no sentido ascendente no núcleo; O objetivo principal deste reator é conduzir testes e irradiar combustíveis e materiais estruturais de reatores de potência e formar recursos humanos na área nuclear.

7 REATORES DE REFERÊNCIA REATOR OPAL Reator experimental com uma potência térmica de 20 MW; Tipo piscina aberta, moderado e refrigerado a água leve, tendo como refletor a água pesada; O fluxo de nêutrons térmicos médio no núcleo é de 1, n cm -2 s -1 e o fluxo de nêutrons rápido médio de 1, n cm -2 s -1 ; O núcleo do reator consiste de 16 elementos combustíveis de U 3 Si 2 -Al, com 21 placas combustíveis, com 19,75 % de enriquecimento e cinco elementos de controle (Ag-In-Cd); A temperatura de entrada do refrigerante no reator é de 38 ºC e a de saída de 47 ºC, com uma vazão de resfriamento ascendente no núcleo de m 3 /h e velocidade de 8,1 m/s; O objetivo principal deste reator é conduzir testes e irradiar combustíveis e materiais estruturais de reatores, ser fonte de nêutrons para aplicações científicas e produção de radioisótopos.

8 DESCRIÇÃO DO RMB Reator multipropósito com uma potência de até 50 MW; Tipo piscina aberta refrigerado e moderado por água leve, podendo ter como refletor o berílio, a água leve e a água pesada; O núcleo será compacto com elementos combustíveis do tipo MTR de U 3 Si 2 -Al com densidade de até 4,8 gu/cm 3 e enriquecimento de 19,75% em peso de U-235; O fluxo de nêutrons térmicos no núcleo deverá ser superior a 1, n cm -2 s -1 ; O fluxo de nêutrons rápidos deverá ser superior a 2, n cm -2 s -1.

9 DESCRIÇÃO DO RMB Os dispositivos experimentais serão as prioridades do projeto. A otimização do projeto do núcleo levará em conta os seguintes objetivos: Possibilidade de acomodar dispositivos experimentais inseridos no núcleo do reator; Possibilidade de acomodar dispositivos de irradiação na periferia do núcleo, permitindo ajustes dos fluxos de nêutrons e de calor. Os dispositivos de irradiação serão tubos penetrando no vaso de refletor e anéis (rigs) de irradiação poderão ser colocados dentro destes tubos. Estes dispositivos poderão ter refrigeração independente; Acomodar experimentos complementares no refletor, em particular para produzir radioisótopos para uso médico e industrial.

10 DESCRIÇÃO DO RMB Toda a estrutura do núcleo estará localizada dentro de uma seção transversal quadrada denominada chaminé que forma parte do circuito primário de refrigeração; O resfriamento do núcleo do reator será promovido pela circulação forçada de água desmineralizada, no sentido ascendente. Em operação normal, o refrigerante é bombeado através do núcleo e então, via tubulações, para o trocador de calor antes de retornar para a entrada do núcleo; Uma grade removível será colocada no topo da chaminé para fazer a calibração da vazão descendente e para proteger o núcleo de eventual queda de objetos. A grade será removida durante o carregamento e descarregamento do núcleo; A chaminé é envolvida por refletores de berílio e/ou água leve/água pesada, onde serão posicionados a maioria dos dispositivos de irradiação tanto para teste de materiais como para produção de radioisótopos.

11 DESCRIÇÃO DO RMB A região do refletor poderá incluir uma instalação para acomodar uma fonte de nêutrons frios e dispositivos para fornecer feixes de nêutrons para experimentos a serem localizados dentro do saguão do reator; O núcleo e o refletor estarão localizados dentro de uma piscina de água leve desmineralizada, que fornecerá a blindagem radiológica; O reator será desligado pela queda de barras de controle/segurança no núcleo; Para análise do núcleo do reator RMB, será adotada uma metodologia de cálculo baseada no TECDOC-233 da IAEA e Safety Series, No. 35-G1.

12 ESTRUTURA DO REATOR Todos os componentes estruturais do RMB são projetados não só para atender os requisitos funcionais como também o desligamento seguro do reator. O projeto deverá garantir o resfriamento do núcleo e dos dispositivos de irradiação em todas as condições normais de operação, ocorrências operacionais previstas, acidentes da base de projeto e acidentes severos postulados que excedem as bases de projeto. As estruturas do reator estarão sujeitas aos requisitos de segurança estabelecidos pelas normas regulatórias e serão projetadas e construídas para garantir uma probabilidade de falha muito baixa. Elas também serão projetadas para facilitar montagem, desmontagem e manutenção e um futuro descomissionamento do reator. Os três materiais estruturais que serão os mais utilizados são o aço inoxidável, ligas de zircaloy e alumínio.

13 ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS MTR de U 3 Si 2 -Al com enriquecimento de 19,75 % de U-235 e densidade de até 4,8 gu/cm 3, com um total entre 18 e 21 placas combustíveis por elemento. Processo de fabricação de domínio nacional (qualificado até 3,0 gu/cm 3 ). Necessidade de 20 a 30 elementos combustíveis para atender a potência de 30 MW. Para esta configuração, com margem de segurança adequada e respeitando o limite de velocidade do refrigerante entre 7 e 10 m/s (velocidade crítica em função das características da placa escolhida), o resfriamento do núcleo só seria adequado até uma potência de 30 MW. O aumento no número de elementos combustíveis e, conseqüentemente, o volume do núcleo poderá comprometer o valor do fluxo de nêutrons rápidos. Vantagem de se ter um núcleo maior é a possibilidade de se ter posições de irradiação internas ao núcleo. Estima-se um consumo de 33 elementos combustíveis a uma potência de 20 MW com uma queima média de 45% e 270 dias de operação por ano ou 50 elementos combustíveis para uma potência de 30 MW com a mesma queima e o mesmo ciclo de operação. Para 50 MW, seriam necessários 93 elementos combustíveis por ano no mesmo ciclo de operação acima.

14 CONTROLE DE REATIVIDADE E SISTEMAS DE DESLIGAMENTO O controle de reatividade será feito por barras absorvedoras de nêutrons (liga de Ag-In-Cd). As barras serão movimentadas por um mecanismo de acionamento localizado numa sala abaixo da piscina do reator. O desligamento (scram) do reator é garantido pela queda simultânea de todas as barras (controle e segurança), embora a inserção do conjunto de barras de segurança ou do conjunto de barras de controle, independentemente, sejam suficientes para garantir o desligamento. As barras de controle e segurança podem ser atuadas automaticamente pelo sistema de proteção do reator independente do sistema de controle. Como critério de projeto este sistema de acionamento de barras possui falha-segura, ou seja, na falta de energia elétrica para acionamento, as barras são inseridas no núcleo por gravidade.

15 PROJETO NEUTRÔNICO O projeto neutrônico do núcleo do reator RMB deve garantir os seguintes critérios de projeto: O reator deverá ter reatividade suficiente para operar por um ciclo completo; O reator deverá ser flexível o suficiente para acomodar uma variedade de dispositivos (rigs) de irradiação sem comprometer sua segurança; O reator deverá ser projetado com blindagem suficiente para proteger os operadores do RMB e o pessoal da área; O reator deverá ser desligado (scram) em todos os acidentes de inserção de reatividade, incluindo os de base de projeto (design-basis accident); O reator deverá desligar automaticamente sempre que forem ultrapassados os valores das variáveis adotadas, como sendo limites operacionais de segurança (OLC); O reator deverá ter acesso fácil para permitir a troca da posição dos elementos combustíveis no núcleo, bem como para remoção e inserção dos sistemas (rigs) de irradiação;

16 PROJETO NEUTRÔNICO Todos os componentes do reator, incluindo os de segurança, deverão ser acessíveis para testes, manutenção e reposição; O reator deverá ser controlável e operável; O RMB deverá ser projetado com instrumentação para controle e medida dos parâmetros operacionais adequada que corresponda ao estado de arte atual. Os operadores devem monitorar o reator da sala de controle, com uma interface homem-máquina amigável. Deverá, além do sistema manual de controle, existir um sistema de controle com partidas automáticas, inclusive com partidas em rampas.

17 PROJETO TERMO-HIDRÁULICO CIRCUITO PRIMÁRIO DE RESFRIAMENTO A água na saída do núcleo é succionada, juntamente com a água proveniente do topo da chaminé, através do bocal de saída da chaminé. A água segue para os trocadores de calor. Cada trocador de calor deve ser dimensionado para remover todo calor gerado no núcleo do reator. A água retorna à câmara inferior, que deverá proporcionar boas condições de homogeneização. Na câmara inferior, é instalada uma válvula unidirecional que permitirá a descarga de aproximadamente 10% da vazão do primário diretamente na piscina. Os restantes 90% escoam através do núcleo para refrigeração do mesmo, sendo novamente succionada pela bomba. A fração de água descarregada na piscina é igual à fração que entra pelo topo da chaminé, estabelecendo o fluxo descendente de supressão da água ativada do núcleo e, removendo também o calor gerado fora do núcleo. Uma válvula de circulação natural deverá ser acoplada ao circuito de refrigeração para garantir um sistema de convecção natural ainda mais eficiente.

18 PROJETO TERMO-HIDRÁULICO Camada Quente Piscina bomba Tq Decai mento Chaminé bomba Trocador de Calor Nucleo Válvula de Retorna Vávula de Circulação Natural Camera de Entrada Esquema simplificado de circuito primário de resfriamento (apenas um loop).

19 PROJETO TERMO-HIDRÁULICO CHAMINÉ O escoamento ascendente facilita o transporte da água ativada no núcleo para a superfície da piscina, contribuindo para um aumento na taxa de exposição no prédio do reator. Em alguns reatores, uma camada de água quente é utilizada para estratificar a água da piscina e evitar a incidência da água radioativa na superfície desta. Esta camada de água quente é uma estrutura pouco estável e vários fatores podem ocasionar a sua quebra com relativa facilidade. A solução alternativa do escoamento descendente na chaminé tem se mostrado eficiente e capaz de suprimir as correntes de água radioativa ainda dentro da chaminé, impedindo a sua chegada à superfície. Um modo de evitar este transporte é assegurar um fluxo de água descendente do topo da chaminé em contracorrente com o fluxo de água provenientes do núcleo. Por outro lado, a chaminé deve garantir uma circulação natural adequada quando ocorre um desligamento de bomba. Não há na literatura aberta nenhum código específico para o projeto de uma chaminé que opere nas condições desejadas de supressão do fluxo ascendente. É, portanto, necessário realizar um estudo paramétrico com um programa de cálculo de distribuição de velocidades na região da chaminé onde existe um processo de contracorrente.

20 PROJETO TERMO-HIDRÁULICO CHAMINÉ Uma vazão de bypass, de cerca de 10 % da vazão através das bombas, deverá ser suficiente para confinar a água radioativa no interior da chaminé. Esta vazão de bypass é provida, na parte inferior do sistema de refrigeração, por uma válvula unidirecional, com 90% da vazão sendo conduzida à câmara inferior na entrada do núcleo. Uma grade removível colocada no topo da chaminé controla, por meio de tamponamentos, o fluxo descendente, ao mesmo tempo em que evita a queda acidental de objetos no reator.

21 SISTEMA DE INSTRUMENTAÇÃO E CONTROLE Utilização de sistemas digitais de controle e automação características básicas: com as seguintes Operação em sala de controle baseada em telas, permitindo flexibilidade para alterações e adaptações aos diversos conceitos operacionais teste de materiais, produção de radioisótopos, experimentos científicos. Comunicação em redes, tanto entre os sistemas de automação, como com os transmissores e atuadores, permitindo economia relacionada com a quantidade de cabos e simplificação nas futuras alterações de projeto. Transmissores e atuadores de campo inteligentes (sempre que possível), permitindo a distribuição das funções de controle com a conseqüente redução de painéis e redução significativa nos custos. Possibilidade de armazenamento de informações funcionais e estatísticas dos elementos de campo no próprio equipamento, com aumento na confiabilidade da documentação. Separação completa entre funções de monitoração e controle das de desligamento do reator.

22 Diagrama esquemático do sistema de instrumentação e controle

23 CARACTERÍSTICA DE SEGURANÇA E SISTEMAS DE EMERGÊNCIA Os requisitos de segurança a serem adotados no projeto do RMB deverão estar baseados principalmente nos requisitos apresentados no documento IAEA No. NS-R-4 (Safety of Research Reactors). As estruturas, sistemas e componentes do RMB deverão ser projetados considerando as condições e modos de operação do reator, as suas localizações na instalação, os seus tipos de atuação (ativa ou passiva) e as suas importâncias relativas no controle de material radioativo e da radiação.

24 CARACTERÍSTICA DE SEGURANÇA E SISTEMAS DE EMERGÊNCIA Os critérios de projeto das estruturas, sistemas e componentes deverão abranger: Definição completa da faixa de variação das condições normais de operação esperadas para o reator (por exemplo, os níveis de potência das condições subcríticas para a potência máxima permissível, e as configurações admissíveis de armazenamento de combustível e as configurações de operação do reator); Identificação das ocorrências operacionais previstas e das condições de acidente (avaliadas na Análise de Acidentes ); Redundâncias nas características de segurança e de proteção do reator, de modo que nenhuma falha simples de qualquer componente ativo evite o desligamento seguro ou resulte em condições acidentais; Considerações para evitar ou mitigar as conseqüências de incêndios, explosões ou outras condições acidentais provocadas por ação humana; Considerações para evitar ou mitigar as conseqüências de fenômenos naturais meteorológicos, hidrológicos e sísmicos; Padrões de qualidade compatíveis com as funções de segurança das estruturas, sistemas e componentes e com riscos associados às suas falhas.

25 CARACTERÍSTICA DE SEGURANÇA E SISTEMAS DE EMERGÊNCIA O reator RMB será concebido segundo técnicas de projeto que lhe confiram a designação de reator intrinsecamente seguro. Isto significa que não será necessário nenhum mecanismo ou equipamento especial para contornar situações de emergência. Não terá, por exemplo, um Sistema de Resfriamento de Emergência. No Osiris, os principais critérios de projeto, os de falha simples, de independência e de capacidade de se realizar testes operacionais, poderão ser aplicados aos seguintes circuitos de segurança: Autorização de partida; Parada de subida de barras; Redução de potência; Queda de duas barras de segurança; Queda de todas as barras; Inibição automática das ações de segurança; Sinalização de segurança (alerta/anomalia). O critério de falha simples é atendido pela triplicação de canais e votação dois de três, e pela duplicação dos sistemas de desligamento de emergência do reator. O único sistema de processo do Reator OSIRIS que pode ser classificado como importante à segurança seria o Sistema de Ventilação.

26 CARACTERÍSTICA DE SEGURANÇA E SISTEMAS DE EMERGÊNCIA Todos os circuitos de segurança e o Sistema de Ventilação do RMB deverão ser qualificados como sistemas de segurança. Além do Sistema de Ventilação, sugere-se que, para o RMB, os seguintes equipamentos ou sistemas sejam classificados como importantes à segurança: Circuito de camada quente da piscina; Sistema de resfriamento da piscina; Sistema de detecção de falha do combustível; Mecanismo de acionamento de barras; Subsistemas do sistema elétrico que alimentam. a) O sistema de controle do núcleo do reator e dos experimentos; b) A instrumentação nuclear, termodinâmica e de circuitos de segurança.

27 CARACTERÍSTICAS DE PROJETO DOS PRÉDIOS E ESTRUTURAS As características arquitetônicas e estruturais (prédio do reator e prédios auxiliares) deverão ser definidas como resultado da aplicação de princípios de projeto que visem a segurança do reator e a proteção dos trabalhadores, do público e do meio ambiente contra a exposição indevida à radiação. Poderão ser consideradas separações funcionais das atividades a serem realizadas no RMB, de acordo com o tipo de atividade e com o risco por ela gerado, limitando-se as interações entre as várias atividades previstas. CRITÉRIO DE PROJETO As estruturas, sistemas e componentes devem ser projetados considerando as condições e modos de operação do reator, as suas localizações na instalação, os seus tipos de atuação (ativa ou passiva) e as suas importâncias relativas no controle de material radioativo e da radiação. O prédio do reator é projetado de modo a atender os seguintes propósitos: (1) fazer a proteção do reator, sistemas auxiliares e dispositivos experimentais; e (2) constituir uma contenção total, em relação ao ambiente externo, de todos os produtos radioativos que possam ser liberados no caso de um acidente nuclear, antes que sejam filtrados e descarregados para o meio ambiente. CONTENÇÃO OU CONFINAMENTO?

28 INFRAESTRUTURA PARA PROJETO E QUALIFICAÇÃO DE PROJETO Bancada experimental para análise do fluxo crítico de calor. Bancada hidrodinâmica do núcleo. Estudo hidráulico experimental do núcleo do RMB. Uniformização da distribuição de vazão na entrada do núcleo; Distribuição de vazão e perda de pressão pelos canais dos elementos combustíveis; Distribuição de vazão e perda de pressão pelos canais dos elementos de controle; Distribuição de vazão e perda de pressão entre os elementos combustíveis/controle e as placas laterais; Distribuição de vazão e perda de pressão nos dispositivos de irradiação colocados dentro do núcleo ou na estrutura externa ao núcleo; Vibrações dos elementos combustíveis e de controle; Levantamento de tempo de queda dos elementos de controle em caso de desligamento não controlado do reator.

29 INFRAESTRUTURA PARA PROJETO E QUALIFICAÇÃO DE PROJETO Bancada experimental para simulação da piscina e chaminé. Esta bancada poderá ser subdividida em duas ou mais bancadas em função de estudo de viabilidade ou não de se realizar todos os experimentos necessários numa única bancada. Os seguintes experimentos precisam ser realizados: Experimento de circulação natural para resfriamento do núcleo; Estudo das correntes de escoamento na piscina do reator; Testes da válvula de circulação natural; Experimentos para determinação dos coeficientes de perda de carga no sistema chaminé para validação das simulações numéricas. Núcleo do Reator IPEN-MB/01 para experimentos com placas. Aquisição de programas - programa de neutrônica (qualificação).

30 CAPACITAÇÃO ATUAL DAS EQUIPES NACIONAIS PARA PROJETO, FABRICAÇÃO E CONSTRUÇÃO DA PLANTA IPEN-CNEN/SP Possui Departamento de Engenharia de Reator com grupos experientes no projeto de concepção de reatores de pesquisa, nas áreas de física de reatores, termo-hidráulica, combustível nuclear, análise estrutural, análise de segurança e sistemas. Para o projeto do RMB haveria necessidade de contratação em todas as áreas da engenharia de reatores.

31 PONTOS CRÍTICOS PARA A EXECUÇÃO DO PROJETO DO REATOR Análise de Acidentes Capacitação nacional para análise em reatores de pesquisa. ESTIMATIVA DE CUSTO DE MÃO DE OBRA ESPECIALIZADA, ITENS, SISTEMAS E DA PLANTA TOTAL COM BASE NA EXPERIÊNCIA ANTERIOR DE OUTROS EMPREEENDIMENTOS TECNOLOGIA DISPONÍVEL E NECESSIDADE DE P&D PARA OS VÁRIOS SISTEMAS E ITENS PRINCIPAIS DA PLANTA

32 NORMAS APLICÁVEIS AO PROJETO DO RMB CNEN-NE-1.04 Licenciamento de Instalações Nucleares (Dezembro 2002) IAEA Code of Conduct on the Safety of Research Reactors (2006) IAEA Safety Standards Series No. SF-1 Fundamental Safety Principles (2006) IAEA Safety Requirements No. NS-R-4 Safety of Research Reactors (2005) Obs.: Esta norma substitui e atualiza o conteúdo das normas Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Design, Safety Series No. 35-S1 (1992); e Code on the Safety of Nuclear Research Reactors: Operation, Safety Series No. 35-S2 (1992). IAEA Safety Guide No. NS-G-4.1 Commissioning of Research Reactors (2006) IAEA Safety Guide No. NS-G-4.2 Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors (2006) IAEA Safety Guide No. NS-G-4.3 Core Management and Fuel Handling for Research Reactors (2006) IAEA Safety Guide No. NS-G-4.4 Operational Limits and Conditions and Operating Procedures for Research Reactors (2006) IAEA Safety Guide No. NS-G-4.5 The Operating Organization and the Recruitment, Training and Qualification of Personnel for Research Reactors (2006) IAEA Safety Series No. 35-G1 Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report (1994) IAEA Safety Series No. 35-G2 Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors (1994) Safety Analysis for Non-Power Reactors, CNSC (??)