Contribuições ao uso de tório em reatores de água pressurizada - aspectos neutrônicos
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Data de Publicação: | 2020 |
Tipo de documento: | Tese |
Idioma: | por |
Título da fonte: | Repositório Institucional da UFMG |
Texto Completo: | http://hdl.handle.net/1843/41481 |
Resumo: | Neste trabalho foi avaliada a viabilidade neutrônica do uso de um combustível reprocessado diluído em tório em sistemas do tipo PWR já existentes. Utilizando o pacote de códigos nucleares SCALE 6.0, a análise foi realizada com base em parâmetros neutrônicos, como o fator de multiplicação neutrônico, coeficientes de reatividade de temperatura e fração de nêutrons atrasados, e na distribuição isotópica ao longo de um ciclo de queima. Primeiramente, modelou-se o núcleo padrão de um PWR baseado no FSAR de Angra 2 e obteve-se o fator de multiplicação infinito que serviu de parâmetro principal durante a análise do núcleo. O combustível reprocessado utilizando a técnica UREX+ foi diluído em tório a diversas concentrações e inserido no núcleo padrão, substituindo o combustível UO2. Após a análise em estado estacionário usando o código KENO-VI, foram feitos os cálculos de queima com o ORIGEN-S, ambos parte do pacote do SCALE 6.0. Inicialmente foi avaliado o núcleo e posteriormente os elementos combustíveis. Nesta etapa, também utilizou-se o código NEWT para o transporte neutrônico, a fim de se obter parâmetros físicos para geração de seções de choques homogeneizadas. Também foram feitas análises de supercélulas ao se inserir o combustível proposto. Na parte final do trabalho, o núcleo foi remodelado com a retirada das varetas de IFBA. Os resultados mostram que o uso do combustível proposto reduz o coeficiente de reatividade negativo de temperatura, além da fração de nêutrons atrasados. A observância desses parâmetros fundamentais de segurança sugere que os dispositivos de controle usados em PWR padrões devem ser reavaliados. Verifica-se também que a introdução do combustível reprocessado diluído em tório introduz algumas vantagens, tais como a possibilidade de extensão da queima e a não necessidade de utilização de veneno queimável. Ressalta-se também que a técnica de reprocessamento selecionada, conforma com os tratados de não-proliferação e reduz os resíduos decorrentes de um ciclo aberto do combustível. Este trabalho, parte de um projeto mais amplo que visa avaliar a viabilidade do uso de tório em sistemas do tipo PWR já existentes, introduz novos enfoques nessa área, ao estudar o combustível reprocessado diluído em tório. Em todos os casos estudados com o NEWT foram geradas seções de choque homogeneizadas para subsequente utilização em códigos nodais, i.e., PARCS, para serem posteriormente usadas em uma análise acoplando a neutrônica e a termohidráulica, i.e., PARCS-RELAP. |
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Claubia Pereira Bezerra Limahttp://lattes.cnpq.br/1635197498453054Clarysson Alberto Mello da SilvaCarlos Eduardo Velasquez CabreraGraiciany de Paula BarrosFabiano Cardoso da SilvaLuiz Claudio Andrade Souzahttp://lattes.cnpq.br/1306703122786309Víctor Faria de Castro2022-05-09T18:25:56Z2022-05-09T18:25:56Z2020-05-22http://hdl.handle.net/1843/41481Neste trabalho foi avaliada a viabilidade neutrônica do uso de um combustível reprocessado diluído em tório em sistemas do tipo PWR já existentes. Utilizando o pacote de códigos nucleares SCALE 6.0, a análise foi realizada com base em parâmetros neutrônicos, como o fator de multiplicação neutrônico, coeficientes de reatividade de temperatura e fração de nêutrons atrasados, e na distribuição isotópica ao longo de um ciclo de queima. Primeiramente, modelou-se o núcleo padrão de um PWR baseado no FSAR de Angra 2 e obteve-se o fator de multiplicação infinito que serviu de parâmetro principal durante a análise do núcleo. O combustível reprocessado utilizando a técnica UREX+ foi diluído em tório a diversas concentrações e inserido no núcleo padrão, substituindo o combustível UO2. Após a análise em estado estacionário usando o código KENO-VI, foram feitos os cálculos de queima com o ORIGEN-S, ambos parte do pacote do SCALE 6.0. Inicialmente foi avaliado o núcleo e posteriormente os elementos combustíveis. Nesta etapa, também utilizou-se o código NEWT para o transporte neutrônico, a fim de se obter parâmetros físicos para geração de seções de choques homogeneizadas. Também foram feitas análises de supercélulas ao se inserir o combustível proposto. Na parte final do trabalho, o núcleo foi remodelado com a retirada das varetas de IFBA. Os resultados mostram que o uso do combustível proposto reduz o coeficiente de reatividade negativo de temperatura, além da fração de nêutrons atrasados. A observância desses parâmetros fundamentais de segurança sugere que os dispositivos de controle usados em PWR padrões devem ser reavaliados. Verifica-se também que a introdução do combustível reprocessado diluído em tório introduz algumas vantagens, tais como a possibilidade de extensão da queima e a não necessidade de utilização de veneno queimável. Ressalta-se também que a técnica de reprocessamento selecionada, conforma com os tratados de não-proliferação e reduz os resíduos decorrentes de um ciclo aberto do combustível. Este trabalho, parte de um projeto mais amplo que visa avaliar a viabilidade do uso de tório em sistemas do tipo PWR já existentes, introduz novos enfoques nessa área, ao estudar o combustível reprocessado diluído em tório. Em todos os casos estudados com o NEWT foram geradas seções de choque homogeneizadas para subsequente utilização em códigos nodais, i.e., PARCS, para serem posteriormente usadas em uma análise acoplando a neutrônica e a termohidráulica, i.e., PARCS-RELAP.In this work, the neutronic feasibility of using a reprocessed fuel spiked in thorium in existing PWR was evaluated. Using the SCALE 6.0 nuclear code package, the analysis was performed based on neutronic parameters such as the neutronic multiplication factor, reactivity coefficients of temperature and delayed neutron fraction, and the isotopic composition over a burnup cycle. First, a standard PWR was modelled based on the FSAR of Angra 2. The infinite multiplication factor was obtained, which is the main parameter during the analysis of the core. The reprocessed fuel obtained using the UREX+ technique was spiked in thorium with several concentrations and inserted into the standard core, replacing the UO2 fuel. After the criticality analyses using the KENO-VI code were carried out, burnup calculations were performed by ORIGEN-S, both part of the SCALE 6.0 package. Initially, the core as a whole was evaluated, followed by the fuel elements evaluation. In this latter step, NEWT code was also used for neutron transport in order to obtain physical parameters for generating homogenized cross-sections. Afterwards, supercell analyses were performed using the proposed fuel. In the final part of the work, the core was remodelled with the removal of the IFBA rods. The results show that the use of the proposed fuel reduces the negative temperature reactivity coefficient, as well as the delayed neutron fraction when compared to the standard UO2 fuel. Acknowledgement of these fundamental safety parameters indicates that the safety control systems that are applied in standard PWR need to be revaluated. It is also verified that the introduction of reprocessed fuel spiked in thorium introduces some advantages, such as the possibility of extending the burnup and removal of the burnable poison. Furthermore, the selected reprocessing technique UREX+ complies with non-proliferation treaties and reduces waste resulting from an open fuel cycle. This work, part of a larger project that aims to assess the feasibility of the use of thorium in existing PWR, introduces new approaches in this area by studying the introduction of reprocessed fuel spiked in thorium. In all calculations performed using NEWT, homogenised cross-sections were generated for subsequent use in nodal codes, such as PARCS, followed by a neutronic/thermal-hydraulic coupling analysis, i.e., PARCS/RELAP.CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível SuperiorporUniversidade Federal de Minas GeraisPrograma de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas NuclearesUFMGBrasilENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAREngenharia nuclearTórioCombustíveis para reatores nucleares - ReprocessamentoReatores nuclearesAnálise por ativação nuclearTórioCombustível nuclear reprocessadoSistemas PWRNeutrônica de reatoresContribuições ao uso de tório em reatores de água pressurizada - aspectos neutrônicosinfo:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/doctoralThesisinfo:eu-repo/semantics/openAccessreponame:Repositório Institucional da UFMGinstname:Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)instacron:UFMGORIGINALTese_CASTRO_VF.pdfTese_CASTRO_VF.pdfapplication/pdf5321527https://repositorio.ufmg.br/bitstream/1843/41481/3/Tese_CASTRO_VF.pdfd7a92d9ad1b25828a4e4f318c678c66aMD53LICENSElicense.txtlicense.txttext/plain; charset=utf-82118https://repositorio.ufmg.br/bitstream/1843/41481/4/license.txtcda590c95a0b51b4d15f60c9642ca272MD541843/414812022-05-09 15:25:56.584oai:repositorio.ufmg.br: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ório de PublicaçõesPUBhttps://repositorio.ufmg.br/oaiopendoar:2022-05-09T18:25:56Repositório Institucional da UFMG - Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)false |
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