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http://hdl.handle.net/1843/56999| Type: | Artigo de Evento |
| Title: | Análise neutrônica dos reatores CANDU e ACR |
| Other Titles: | Neutronic analysis of CANDU and ACR reactors |
| Authors: | Andressa Amaral Cunha Claubia Pereira Bezerra Lima Clarysson Alberto Mello da Silva Gabriel Henrique Peixoto Dias |
| Abstract: | Reatores nucleares são amplamente utilizados na geração de energia elétrica em diversos países. Argentina, China, Canadá, Coreia do Sul, Índia, Paquistão e Romênia utilizam reatores moderados e refrigerados a água pesada (D2O), tendo como combustível o urânio natural. O CANDU (Canadiam Deuterium Uranium) é um exemplo desse tipo de reator. Atualmente, encontra-se em fase de projeto, em países como Canadá e Coreia do Sul, uma variação do CANDU, o ACR (Advanced CANDU Reactor). Enquanto o CANDU usa D2O como refrigerante e moderador, o ACR emprega H2O como refrigerante e D2O como moderador. Esta alteração visa a reduzir o volume de D2O, que é um recurso mais caro sob o ponto de vista econômico. Como consequência, o ACR deve ser alimentado com urânio levemente enriquecido. Neste trabalho, avalia-se a inserção de combustível reprocessado no ACR que possui percentual de material físsil maior que o urânio natural. O objetivo é avaliar o comportamento neutrônico dos reatores CANDU-6 e ACR-1000, utilizando o código MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle Extended – versão 2.6.0). O ACR-1000 foi avaliado considerando diferentes frações de combustível reprocessado no núcleo do reator. Tal metodologia tem por objetivo obter valores de keff mais próximos a do CANDU tradicional. Os resultados mostram características positivas do ACR-1000 em relação ao seu predecessor, bem como o uso do combustível reprocessado. |
| Abstract: | Nuclear reactors are widely used to generate electricity in many countries. Argentina, China, Canada, South Korea, India, Pakistan and Romania use heavy water (D2O) moderated and cooled reactors, using natural uranium as fuel. The CANDU (Canadian Deuterium Uranium) is an example of this type of reactor. Currently, a variation of CANDU, the ACR (Advanced CANDU Reactor), is in the design phase in countries such as Canada and South Korea. While CANDU uses D2O as refrigerant and moderator, ACR employs H2O as refrigerant and D2O as moderator. This amendment aims to reduce the volume of D2O, which is a more expensive resource from an economic point of view. As a consequence, the ACR must be fed with slightly enriched uranium. In this work, the insertion of reprocessed fuel in the ACR that has a percentage of fissile material greater than natural uranium is evaluated. The objective is to evaluate the neutron behavior of the CANDU-6 and ACR-1000 reactors, using the MCNPX 2.6.0 code (Monte Carlo N-Particle Extended – version 2.6.0). The ACR-1000 was evaluated considering different fractions of reprocessed fuel in the reactor core. This methodology aims to obtain keff values closer to those of traditional CANDU. The results show positive characteristics of the ACR-1000 compared to its predecessor, as well as the use of reprocessed fuel. |
| Subject: | Reatores nucleares Combustíveis nucleares Combustíveis para reatores nucleares - Reprocessamento |
| language: | por |
| metadata.dc.publisher.country: | Brasil |
| Publisher: | Universidade Federal de Minas Gerais |
| Publisher Initials: | UFMG |
| metadata.dc.publisher.department: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
| Rights: | Acesso Aberto |
| URI: | http://hdl.handle.net/1843/56999 |
| Issue Date: | 2018 |
| metadata.dc.url.externa: | https://sencir.nuclear.ufmg.br/anais/ |
| metadata.dc.relation.ispartof: | Semana de Engenharia Nuclear e Ciências das Radiações |
| Appears in Collections: | Artigo de Evento |
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