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http://hdl.handle.net/1843/57002| Tipo: | Artigo de Evento |
| Título: | Criticality safety analysis of spent fuel pool for a PWR using reprocessed nuclear fuels |
| Título(s) alternativo(s): | Análise de segurança de criticidade da piscina de combustível irradiado para um PWR usando combustíveis nucleares reprocessados |
| Autor(es): | Jéssica Achilles Pimentel Fabiano Cardoso da Silva Victor Faria de Castro Claubia Pereira Bezerra Lima Maria Auxiliadora Fortini Veloso |
| Resumen: | A spent fuel pool of a typical Pressurized Water Reactor (PWR) was evaluated for criticality studies when it uses reprocessed fuels. PWR nuclear fuel assemblies with four types of fuels were considered: standard PWR fuel, MOX fuel, thorium-uranium fuel and reprocessed transuranic fuel spiked with thorium. The MOX and UO2 benchmark model was evaluated using SCALE 6.0 code with KENO-V transport code and then, adopted as a reference for other fuels compositions. The four fuel assemblies were submitted to irradiation at normal operation conditions. The burnup calculations were obtained using the TRITON sequence in the SCALE 6.0 code package. The fuel assemblies modeled use a benchmark 17x17 PWR fuel assembly dimensions. After irradiation, the fuels were inserted in the pool. The criticality safety limits were performed using the KENO-V transport code in the CSAS5 sequence. It was shown that mixing a quarter of reprocessed fuel withUO2 fuel in the pool, it would not need to be resized. |
| Abstract: | Uma piscina de combustível usada de um Reator de Água Pressurizada (PWR) típico foi avaliada para estudos de criticidade quando usa combustíveis reprocessados. Foram considerados conjuntos de combustível nuclear PWR com quatro tipos de combustíveis: combustível PWR padrão, combustível MOX, combustível tório-urânio e combustível transurânico reprocessado com adição de tório. O modelo benchmark MOX e UO2 foi avaliado usando o código SCALE 6.0 com código de transporte KENO-V e, então, adotado como referência para outras composições de combustíveis. Os quatro conjuntos combustíveis foram submetidos à irradiação em condições normais de operação. Os cálculos de queima foram obtidos usando a sequência TRITON no pacote de código SCALE 6.0. Os conjuntos de combustível modelados usam dimensões de conjunto de combustível PWR de referência 17x17. Após a irradiação, os combustíveis foram inseridos na piscina. Os limites de segurança de criticalidade foram realizados usando o código de transporte KENO-V na sequência CSAS5. Foi demonstrado que misturar um quarto de combustível reprocessado com combustível UO2 na piscina não precisaria ser redimensionado. |
| Asunto: | Reatores nucleares Reatores de água pressurizada Combustíveis nucleares Combustíveis para reatores nucleares - Reprocessamento Criticalidade (Engenharia nuclear) |
| Idioma: | eng |
| País: | Brasil |
| Editor: | Universidade Federal de Minas Gerais |
| Sigla da Institución: | UFMG |
| Departamento: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
| Tipo de acceso: | Acesso Aberto |
| URI: | http://hdl.handle.net/1843/57002 |
| Fecha del documento: | 2018 |
| metadata.dc.url.externa: | https://sencir.nuclear.ufmg.br/anais/ |
| metadata.dc.relation.ispartof: | Semana de Engenharia Nuclear e Ciências das Radiações |
| Aparece en las colecciones: | Artigo de Evento |
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| Criticality safety analysis of spent fuel pool for a PWR using reprocessed nuclear fuels.pdf | 390.61 kB | Adobe PDF | Visualizar/Abrir |
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