Gestão do combustível nuclear em usinas do tipo PWR

Detalhes bibliográficos
Autor(a) principal: Rodrigues, Pedro Henrique Silva
Data de Publicação: 2021
Tipo de documento: Tese
Idioma: por
Título da fonte: Repositório Institucional da UFABC
Texto Completo: http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=123646
Resumo: Orientador: Prof. Dr. José Rubens Maiorino
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spelling Gestão do combustível nuclear em usinas do tipo PWRGESTÃO DO COMBUSTÍVEL NUCLEARREATORES PWRALGORITMOS GENÉTICOSMÉTODO DE EXPANSÃO NODALNUCLEAR FUEL MANAGEMENTPWR REACTORSGENETIC ALGORITHMSNODAL EXPANSION METHODPROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM ENERGIA - UFABCOrientador: Prof. Dr. José Rubens MaiorinoCoorientadora: Profª. Drª. Patrícia Teixeira Leite AsanoCoorientador: Prof. Dr. Roberto Asano JuniorTese (doutorado) - Universidade Federal do ABC, Programa de Pós-Graduação em Energia, Santo André, 2021.Este trabalho apresenta metodologia aplicada na realização da gestão do combustível no núcleo (In-Core Fuel Management - ICFM) de reatores de água pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR), utilizando-se Algoritmos Genéticos (AGs). Para isso, foi desenvolvido um sistema no qual os AGs interagem diretamente com um código de física de reatores criado para esta finalidade. O código nodal, denominado NOD2ABC, é o responsável por fornecer as características neutrônicas do reator que se queira realizar o ICFM e enviá-las aos AGs para otimizá-los, com base em alguns critérios. Este código foi desenvolvido em 2-D e utiliza o Método de Expansão Nodal (Nodal Expansion Method - NEM). Neste trabalho, a confiabilidade e rapidez do NOD2ABC, foram testadas e confirmadas. O reator de referência da Central Nuclear Almaraz II, disponibilizado pela Agência Internacional de Energia Atômica (International Atomic Energy Agency - IAEA), foi escolhido e utilizado neste trabalho com o objetivo de qualificar e validar toda a metodologia empregada no ICFM. Três propostas de ICFM foram apresentadas ao longo deste trabalho. A primeira proposta consistiu em minimizar o fator de pico de potência e maximizar o fator de multiplicação efetivo na primeira recarga de Almaraz-II. A segunda proposta teve como objetivo maximizar a duração do ciclo do combustível nuclear, por meio da maximização da concentração de boro solúvel ao final do ciclo de operação. O resultado alcançado mostra que é possível estender a duração do ciclo, uma vez que há uma diferença de 368 ppm entre os resultados encontrados e o benchmark. Por fim, na terceira proposta, uma nova abordagem foi estruturada para encontrar um possível ciclo de equilíbrio do reator modelado. O ciclo de equilíbrio encontrado atendeu a todas as condições físicas fornecidas, tem duração de 240 dias com o reator operando a plena potência e queima de descarga média de 28,93 MWd/kgHM.This work presents a methodology applied in the performance of fuel management in the core (ICFM) of pressurized water reactors (PWR), using Genetic Algorithms (GAs). A system was developed in which the AGs interact directly with a reactor physics code created for this purpose. The nodal code, called NOD2ABC, is responsible for providing the neutron characteristics of the reactor that one wants to carry out the ICFM and sending them to the AGs to optimize them, based on some criteria. This code was developed in 2-D and uses the Nodal Expansion Method (NEM). The reference reactor of the Central Nuclear Almaraz II, made available by the International Atomic Energy Agency (IAEA), was chosen and used in this work with the objective of qualifying and validating all the methodology used in the ICFM. The Assemblies of Almaraz II were modeled using the SCALE 6.0 system, developed by the Reactor and Nuclear Systems Division (RNSD), of the Oak Ridge National Laboratory (ORNL), with the purpose of generating the homogenized multigroup cross sections applied in the implemented nodal code. A new ICFM approach, using GAs, was structured to find a possible equilibrium cycle of the modeled reactor. The equilibrium cycle found reached all the physical conditions provided, lasts for 240 days with the reactor operating at full power and an average burnup discharge of 28.93 MWd/kgHM.Maiorino, José RubensAsano, Patrícia Teixeira LeiteAsano Junior, RobertoBelati, Edmarcio AntonioStefani, Giovanni Laranjo deMoreira, João Manoel LosadaSchirru, RobertoRodrigues, Pedro Henrique Silva2021info:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/doctoralThesisapplication/pdf216 f. : il.http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=123646http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=123646&midiaext=80551http://biblioteca.ufabc.edu.br/index.php?codigo_sophia=123646&midiaext=80550Cover: http://biblioteca.ufabc.edu.br/php/capa.php?obra=123646porreponame:Repositório Institucional da UFABCinstname:Universidade Federal do ABC (UFABC)instacron:UFABCinfo:eu-repo/semantics/openAccess2023-01-04T16:56:55Zoai:BDTD:123646Repositório InstitucionalPUBhttp://www.biblioteca.ufabc.edu.br/oai/oai.phpopendoar:2023-01-04T16:56:55Repositório Institucional da UFABC - Universidade Federal do ABC (UFABC)false
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