Análise neutrônica de elementos de um reator PWR com combustível reprocessado e tório

Victor Faria de Castro; Fabiana Beghini de Avelar Monteiro; Claubia Pereira Bezerra Lima

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DC Field	Value	Language
dc.creator	Victor Faria de Castro	pt_BR
dc.creator	Fabiana Beghini de Avelar Monteiro	pt_BR
dc.creator	Claubia Pereira Bezerra Lima	pt_BR
dc.date.accessioned	2023-07-24T19:30:51Z	-
dc.date.available	2023-07-24T19:30:51Z	-
dc.date.issued	2016	-
dc.citation.issue	3	pt_BR
dc.citation.spage	421	pt_BR
dc.citation.epage	426	pt_BR
dc.identifier.uri	http://hdl.handle.net/1843/56897	-
dc.description.abstract	The work consisted of studying the behavior of fuel elements of a PWR in which reprocessed nuclear fuel was inserted and diluted in thorium through the UREX+ technique. The parameters studied include the multiplication factor and the isotopic composition at the end of a burning period, using the TRITON module that couples NEWT codes for neutron transport using deterministic methodology, and ORIGEN-S, for burning, all of which are part of the SCALE6.0 code package. Together with this study, libraries of collapsed and homogenized cross sections to two energy groups were generated for future application in codes that use nodal diffusion methods, in particular the PARCS code.	pt_BR
dc.description.resumo	O trabalho consistiu no estudo do comportamento de elementos combustíveis de um PWR nos quais foi inserido combustível nuclear reprocessado e diluído em tório através da técnica UREX+. Os parâmetros estudados incluem o fator de multiplicação e a composição isotópica ao final de um período de queima, usando o módulo TRITON que acopla os códigos NEWT para transporte neutrônico utilizando metodologia determinística, e ORIGEN-S, para a queima, todos eles parte do pacote de códigos SCALE6.0. Juntamente com esse estudo, foram geradas bibliotecas de seções de choque colapsadas e homogeneizadas a dois grupos de energia para futura aplicação em códigos que utilizam métodos de difusão nodal, em particular o código PARCS.	pt_BR
dc.description.sponsorship	CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico	pt_BR
dc.description.sponsorship	FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais	pt_BR
dc.description.sponsorship	CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior	pt_BR
dc.format.mimetype	pdf	pt_BR
dc.language	por	pt_BR
dc.publisher	Universidade Federal de Minas Gerais	pt_BR
dc.publisher.country	Brasil	pt_BR
dc.publisher.department	ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR	pt_BR
dc.publisher.initials	UFMG	pt_BR
dc.relation.ispartof	Semana de Engenharia Nuclear e Ciências das Radiações	pt_BR
dc.rights	Acesso Aberto	pt_BR
dc.subject	Núcleo	pt_BR
dc.subject	Reprocessamento	pt_BR
dc.subject	Tório	pt_BR
dc.subject	Seção de choque	pt_BR
dc.subject.other	Combustíveis nucleares	pt_BR
dc.subject.other	Combustíveis para reatores nucleares - Reprocessamento	pt_BR
dc.subject.other	Tório	pt_BR
dc.subject.other	Reatores de água pressurizada	pt_BR
dc.subject.other	Seção de choque (Física nuclear)	pt_BR
dc.title	Análise neutrônica de elementos de um reator PWR com combustível reprocessado e tório	pt_BR
dc.title.alternative	Neutronic analysis of elements of a PWR reactor with reprocessed fuel and thorium	pt_BR
dc.type	Artigo de Evento	pt_BR
dc.url.externa	https://sencir.nuclear.ufmg.br/anais-2/	pt_BR
dc.identifier.orcid	https://orcid.org/0000-0001-5999-9961	pt_BR
Appears in Collections:	Artigo de Evento

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