Abordagem de gestão de envelhecimento do Reator Triga IPR-R1

Autores

  • Denise das Mercês Camarano Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
  • Emanuelle Costa e Silva Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
  • Jefferson José Vilela Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
  • Amir Zacarias Mesquita Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

DOI:

https://doi.org/10.15392/2319-0612.2024.2670

Palavras-chave:

Gestão de envelhecimento, Triga, Reatores de pesquisa

Resumo

Um regime global de segurança nuclear está em vigor e está sendo continuamente aprimorado. Nesse contexto, o plano de envelhecimento para reatores de pesquisa é um dos requisitos para o licenciamento junto ao órgão regulador. O reator Triga IPR-R1, localizado no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear (CDTN), é um reator nuclear usado principalmente para dar suporte à pesquisa. Ele está em operação há mais de 60 anos e suas atividades não devem cessar. Durante esse período, algumas reformas e melhorias foram feitas em suas instalações. O gerenciamento do envelhecimento é um dos fatores de segurança incluídos no Relatório Periódico de Segurança e engloba vários programas e atividades tais como, inspeção visual, controle da qualidade da água da piscina do reator, manutenção e atividades relacionadas ao controle de obsolescência e investigação de parâmetros operacionais, seguindo o Guia de Segurança Específico da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA). Esses programas são amplos e transversais, servindo de insumo para análise crítica do Plano de Gerenciamento do Envelhecimento (PGE), visando sua melhoria contínua. Este artigo tem como objetivo apresentar sistematicamente as informações relacionadas com PGE do Reator Triga IPR-R1 do CDTN, incluindo os controles necessários para garantir que as margens de segurança exigidas no projeto do reator sejam mantidas durante toda sua vida útil.

Downloads

Os dados de download ainda não estão disponíveis.

Biografia do Autor

  • Denise das Mercês Camarano, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

    A global nuclear safety regime is in place and is being continuously improved.
    In this context, the aging management of research reactors is one of the requeriments for
    the licensing with the regulatory body. The IPR-R1 Triga reactor, located at the Center
    for Nuclear Technology Development (CDTN), is a nuclear reactor used primarily to
    support research. It has been in operation for over 60 years and its activities are not
    expected to cease. Thus, the aging management of components, structures and systems
    is one of the safety factors included in the Periodic Safety Report and encompasses several
    programs and activities, following the Specific Safety Guide SSG-10 (Aging Management
    for Research Reactors) of the International Atomic Energy Agency (IAEA). These
    programs are broad and transversal, serving as input for critical analysis of the Aging
    Management Plan (AMP), aiming at its continuous improvement. This paper aims to
    systematically present information related to the AMP of the CDTN Triga IPR-R1
    Reactor, such as visual inspection, reactor pool water quality control, maintenance,
    obsolescence control, investigation of operational parameters and all necessary controls
    to ensure that the safety margins required in the reactor design are maintained throughout
    its useful life.

Referências

[1] CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR (CDTN), Relatório Final da Análise de Segurança do Reator Triga IPR-R1. Belo Horizonte, Brasil, 2022.

[2] MESQUITA, A.Z.; PALMA, D.A.P; ALMEIDA, V. F. Experimental study of temperature distribution and development of a power monitoring channel for the IPR-R1 TRIGA® research nuclear reactor. Nuclear Engineering and Design, v. 417, p. 112869, 2024. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112869.

[3] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA). Ageing Management for Research Reactors. Safety Standards Series, N. SSG-10, PUB 1447, Specific Safety Guide. Vienna, Austria, 2010.

[4] CRUZ, J. R. B, ROCHA, Z.; MESQUITA, A.Z.; OLIVEIRA, P.F.; RODRIGUES, R.R. Programa de Gestão de Envelhecimento para o Reator Triga IPR-R1. In: XIII ENCONTRO NACIONAL DE FÍSICA DE REATORES E TERMOHIDRÁULICA (XIII ENFIR), Rio de Janeiro, Brasil. Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2002.

[5] MESQUITA, A. Z.; CAMARANO, D. M.; VILELA, J.J.; GROSSI, P. A., Plano de Gestão do Envelhecimento para o Reator Triga IPR-R1 do CDTN. No: PGE/IPR-R1/SEURT/CDTN Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Belo Horizonte, Brasil, 2023.

[6] PERROTA, J. A.; SILVA, A. T. Inspeção Visual dos Combustíveis do Reator IPR-R1 do CDTN, Relatório Técnico PSE.CENC.CDTN.001.00. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, São Paulo, Brasil, 2000.

[7] ALENCAR, D. A. et. al. Using Visual Inspection NDT to Check Integrity of Triga Mark I Fuel Rods. In: PROCEEDINGS OF 3nd WORLD TRIGA USERS CONFERENCE 2006, Belo Horizonte, Brazil, 2006.

[8] MARQUES, J.G.O.; MESQUITA, A.Z.; COSTA, A.L.; PEREIRA, C. Methodology for Management and Physicochemical Control of the Cooling Water of the IPR-R1 Triga Nuclear Research Reactor. Brazilian Journal of Radiation Sciences - BJRS., v,10, n.3, p. 1-11, 2022. DOI: 10.15392/2319-0612.2022.1857.

[9] LEAL, A.S.; MARQUES, J.G.O, MESQUITA, A.Z.; CAMPOLINA, D. de A.M.; CAMARANO, D. M., VILELA, J.J. Water Quality Management Program for IPR-R1 TRIGA® Research Reactor. Brazilian Journal of Radiation Sciences - BJRS, v.11, n.4, p. 1-16, 2023. DOI: 10.15392/2319-0612.2023.2389.

[10] MESQUITA, A. Z.; COSTA, A. C. L.; SOUZA, R. M. G. P. Modernisation of the CDTN IPR-R1 TRIGA® Reactor Instrumentation and Control. International Journal of Nuclear Energy, Science and Technology (Print), v. 6, p. 153-165, 2011. DOI: 10.1504/IJNEST.2011.041649.

Downloads

Publicado

14-05-2025

Como Citar

Abordagem de gestão de envelhecimento do Reator Triga IPR-R1. Brazilian Journal of Radiation Sciences, Rio de Janeiro, Brazil, v. 12, n. 4B (Suppl.), p. e2670, 2025. DOI: 10.15392/2319-0612.2024.2670. Disponível em: https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/2670. Acesso em: 17 jul. 2025.