Spent fuel pool analysis for a pwr using different nuclear fuels
Uma piscina de combustível irradiado (SFP) de um reator de água pressurizada (PWR) foi avaliada considerando seis tipos de combustíveis: combustível padrão PWR, MOX, (Th-U)O2-16%, (ThU)O2-19,5%, (TRU-Th)O2 e (TRU-U)O2. Os seguintes benchmarks: Phase IV-B Burn-up Credit Criticality benchmark bem como...
| Autor: | |
|---|---|
| Tipo de recurso: | tesis de maestría |
| Estado: | Versión publicada |
| Fecha de publicación: | 2019 |
| País: | Brasil |
| Institución: | Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG) |
| Repositorio: | Repositório Institucional da UFMG |
| Idioma: | inglés |
| OAI Identifier: | oai:repositorio.ufmg.br:1843/34293 |
| Acceso en línea: | http://hdl.handle.net/1843/34293 |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | Reprocessed fuel Spent fuel pool Criticality calculation Multiplication factor Decay heat Radioactivity Inhalation radiotoxicity Ingestion radiotoxicity Supercell Delayed neutron fraction Nuclear reactor safety parameters Engenharia nuclear Combustíveis nucleares Criticalidade (Engenharia nuclear) Radioatividade Reatores de água pressurizada Tório |
| Sumario: | Uma piscina de combustível irradiado (SFP) de um reator de água pressurizada (PWR) foi avaliada considerando seis tipos de combustíveis: combustível padrão PWR, MOX, (Th-U)O2-16%, (ThU)O2-19,5%, (TRU-Th)O2 e (TRU-U)O2. Os seguintes benchmarks: Phase IV-B Burn-up Credit Criticality benchmark bem como o Thorium Pin Cell Burnup Benchmark foram validados usando o código SCALE 6.0 com código de transporte KENO-VI na sequência CSAS6. Em seguida, as dimensões do elemento combustível do benchmark foram usadas para avaliar os estudos de queima e evolução do combustível. Os seis elementos combustíveis foram submetidos a uma queima de 16 GWd/teHM com três ciclos de operação consistindo em 420 dias com potência total durante 3,61 anos. Considerando a configuração de recarga do núcleo, adotou-se um modelo de supercélula para validar o MOX e UO2 benchmark. As supercélulas também foram irradiadas em um núcleo PWR e após a irradiação, foram inseridas na piscina de combustível irradiado. Três diferentes arranjos geométricos que levam em consideração a configuração de recarga para os elementos combustíveis foram projetados dentro da piscina. Foi necessário encontrar a distância mínima (pitch) que otimizaria a disposição dos elementos na piscina, mantendo o sistema sob o limite superior de criticalidade. Com base nas análises de criticalidade, a radioatividade, o calor de decaimento, bem como a radiotoxicidade por inalação e por ingestão também foram estudados ao longo de 50 anos dentro da piscina. Depois disso, a fração de nêutrons atrasados de cada elemento combustível e supercélula foi estudada usando o código NEWT e comparada com o combustível padrão UO2. Foi demonstrado que, em nenhum caso, a piscina precisaria ser redimensionada. Os resultados mostram ainda que a fração de nêutrons atrasados (DNF) dos elementos combustíveis que usam material reprocessado é menor que o combustível padrão, o que se deve à presença de 239Pu e à produção de 233U, contribuindo para os baixos valores obtidos para a fração de nêutrons atrasados. Esses valores mais baixos de DNF sugerem que os reatores que utilizam elementos combustíveis de (TRU-Th)O2 ou (TRU-U)O2 são mais difíceis de serem controlados. Em contraste, o uso das supercélulas de UO2 juntamente com outros tipos de combustíveis favorece a extensão da queima, principalmente quando combustíveis transurânicos são utilizados, viabilizando assim o uso dos mesmos no núcleo do PWR. |
|---|