Desenvolvimento de varetas elétricas com elemento resistivo de grafite sintético ou conjugado carbono/carbono para ensaios de simulação de transientes em reatores nucleares
AUTOR(ES)
H.A. Polidoro
FONTE
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia
DATA DE PUBLICAÇÃO
01/01/1987
RESUMO
A utilização de varetas elétricas, diretas ou indiretas, é prática usual nos estudos dos problemas termo-hidráulicos em reatores nucleares. As varetas elétricas, fabricadas com elementos resistivos a base de ligas metálicas, encontram limitações quanto à sua utilização em temperaturas elevadas (acima de 1.000 C) e altos fluxos de calor superficial (250 W/cm2), devido à possibilidade de fusão do elemento resistivo. A utilização de ligas a base de platina e tântalo é uma solução técnica viável, porém, economicamente discutível. O grafite sintético e o conjugado carbono/carbono representam uma alternativa às ligas metálicas, pois são materiais elétricamente condutores e conservam a resistência mecânica em elevadas temperaturas (3.000 C). Foram fabricadas varetas elétricas indiretas com elementos resistivos de grafite sintético e de carbono/carbono. O processo de fabricação utilizado, que inclui o forjamento rotativo, inviabilizou a utilização do grafite sintético, como elemento resistivo, sendo obtidas apenas varetas com elemento resistivo de carbono/carbono. Os ensaios de potência realizados, mostraram que as varetas elétricas, com elemento resistivo de carbono/carbono, apresentam condições de utilização confiáveis, até o valor de 100 W/cm2 e que este valor pode ser superado, mediante uma melhor opção na escolha dos materiais complementares (revestimento e isolante elétrico).
ASSUNTO(S)
reatores nucleares materiais compósitos grafita carbono barras de combustível simulação materiais compósitos engenharia nuclear
ACESSO AO ARTIGO
http://www.bd.bibl.ita.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=1572Documentos Relacionados
- Soldagem de varetas combustiveis de aço inoxidavel para reatores nucleares
- Desenvolvimento e simulação computacional de bombas eletromagnéticas termoelétricas para o controle do escoamento em reatores nucleares espaciais refrigerados a metal líquido
- Sistema de identificação e classificação de transientes em reatores nucleares
- Desenvolvimento de uma metodologia para simulação de reatores refrigerados a gás com propósito de transmutação
- Reações do 1,2-difenil-3-dicianometilenociclo-propeno (TRYA) com complexos de Pt (O) com quebra de ligações carbono-carbono simples ou dupla