Termo-Hidráulica 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 par
metros de transferência de calor. Desenvolveu-se uma metodologia para a calibração e monitoração da potência dissipada pelo núcleo, implantando assim novos canais de medida de potência por processo térmico. Realizou-se um levantamento completo da distribuição de temperaturas no combustível, núcleo e na piscina. A condutividade térmica do elemento combustível e o coeficiente de transferência de calor de seu revestimento para o refrigerante foram avaliados experimentalmente. Foi proposta uma formulação para a determinação do valor da condut
ncia na interface entre combustível e seu revestimento (gap). Como subsídio às experiências, 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 par
metros 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.