Spent fuel pool criticality analysis through MCNPX 2.6.0 code

Abstract

A gestão do ciclo do combustível é uma etapa importante para a geração de energia através da matriz nuclear. As estratégias de back-end abrangem todos os procedimentos pós-descarga do combustível irradiado do núcleo do reator. O manuseio do material irradiado pode ser realizado de duas formas distintas: a deposição final em algum tipo de repositório, no ciclo aberto do combustível, denominado one-through; ou uma deposição intermediária, aguardando alguma técnica de reprocessamento no ciclo fechado do combustível. Em ambos os casos, as piscinas de água têm sido utilizadas como parte intermediária do processo, pois proporcionam uma blindagem satisfatória para possíveis emissões radioativas do combustível armazenado, bem como seu resfriamento. Assim, estudos que produzam conhecimento sobre repositórios úmidos, sejam eles temporários ou permanentes, são muito úteis, pois geram dados e informações a respeito do comportamento e evolução do combustível irradiado após sua retirada do núcleo do reator. Tais levantamentos permitem uma melhor gestão de materiais, a adoção de projetos mais eficientes e a observância de parâmetros e normas legais que proporcionam segurança e viabilidade na utilização deste tipo de recurso energético. Nesta pesquisa, um modelo de pool de combustível irradiado foi simulado utilizando o código MCNPX 2.6.0. A geometria e desenho desta instalação, os componentes mais relevantes e os materiais constituintes estão de acordo com as dimensões e composições encontradas nas referências. Diversas configurações de diferentes cargas foram simuladas na modelagem. Nessas cargas, foram feitas misturas de elementos combustíveis frescos e irradiados conforme indicado na literatura. Os pacotes de combustível foram queimados em níveis de 33 e 52 GWd/tHM. Três tipos de combustíveis/geometrias, obedecendo às respectivas composições de cada caso, foram inseridos no pool a ser investigado. O primeiro tipo consiste em bastões sólidos de UO2, enriquecidos a 5,0% em peso de 235U antes da queima; o segundo tipo, também de geometria sólida, composto por um MOX com percentual de 5,0% de material físsil, e o terceiro, com geometria anular e mesma composição inicial do primeiro tipo. O objetivo deste estudo é apresentar uma análise da criticidade de segurança da instalação. Os resultados obtidos demonstram que os modelos, mesmo para combustíveis inovadores, como MOX e varetas de geometria anular, estão de acordo com os limites propostos pelas normas que regulamentam a matéria.