Contribuições ao uso de tório em reatores de água pressurizada - aspectos neutrônicos
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Editor
Universidade Federal de Minas Gerais
Descrição
Tipo
Tese de doutorado
Título alternativo
Primeiro orientador
Membros da banca
Clarysson Alberto Mello da Silva
Carlos Eduardo Velasquez Cabrera
Graiciany de Paula Barros
Fabiano Cardoso da Silva
Luiz Claudio Andrade Souza
Carlos Eduardo Velasquez Cabrera
Graiciany de Paula Barros
Fabiano Cardoso da Silva
Luiz Claudio Andrade Souza
Resumo
Neste trabalho foi avaliada a viabilidade neutrônica do uso de um combustível reprocessado diluído em tório em sistemas do tipo PWR já existentes. Utilizando o pacote de códigos nucleares SCALE 6.0, a análise foi realizada com base em parâmetros neutrônicos, como o fator de multiplicação neutrônico, coeficientes de reatividade de temperatura e fração de nêutrons atrasados, e na distribuição isotópica ao longo de um ciclo de queima. Primeiramente, modelou-se o núcleo padrão de um PWR baseado no FSAR de Angra 2 e obteve-se o fator de multiplicação infinito que serviu de parâmetro principal durante a análise do núcleo. O combustível reprocessado utilizando a técnica UREX+ foi diluído em tório a diversas concentrações e inserido no núcleo padrão, substituindo o combustível UO2. Após a análise em estado estacionário usando o código KENO-VI, foram feitos os cálculos de queima com o ORIGEN-S, ambos parte do pacote do SCALE 6.0. Inicialmente foi avaliado o núcleo e posteriormente os elementos combustíveis. Nesta etapa, também utilizou-se o código NEWT para o transporte neutrônico, a fim de se obter parâmetros físicos para geração de seções de choques homogeneizadas. Também foram feitas análises de supercélulas ao se inserir o combustível proposto. Na parte final do trabalho, o núcleo foi remodelado com a retirada das varetas de IFBA.
Os resultados mostram que o uso do combustível proposto reduz o coeficiente de reatividade negativo de temperatura, além da fração de nêutrons atrasados. A observância desses parâmetros fundamentais de segurança sugere que os dispositivos de controle usados em PWR padrões devem ser reavaliados. Verifica-se também que a introdução do combustível reprocessado diluído em tório introduz
algumas vantagens, tais como a possibilidade de extensão da queima e a não necessidade de utilização de veneno queimável. Ressalta-se também que a técnica de reprocessamento selecionada, conforma com os tratados de não-proliferação e reduz os resíduos decorrentes de um ciclo aberto do combustível.
Este trabalho, parte de um projeto mais amplo que visa avaliar a viabilidade do uso de tório em sistemas do tipo PWR já existentes, introduz novos enfoques nessa área, ao estudar o combustível reprocessado diluído em tório. Em todos os casos estudados
com o NEWT foram geradas seções de choque homogeneizadas para subsequente utilização em códigos nodais, i.e., PARCS, para serem posteriormente usadas em uma análise acoplando a neutrônica e a termohidráulica, i.e., PARCS-RELAP.
Abstract
In this work, the neutronic feasibility of using a reprocessed fuel spiked in thorium in
existing PWR was evaluated. Using the SCALE 6.0 nuclear code package, the analysis
was performed based on neutronic parameters such as the neutronic multiplication
factor, reactivity coefficients of temperature and delayed neutron fraction, and the
isotopic composition over a burnup cycle. First, a standard PWR was modelled based
on the FSAR of Angra 2. The infinite multiplication factor was obtained, which is the
main parameter during the analysis of the core. The reprocessed fuel obtained using
the UREX+ technique was spiked in thorium with several concentrations and inserted
into the standard core, replacing the UO2 fuel. After the criticality analyses using the
KENO-VI code were carried out, burnup calculations were performed by ORIGEN-S,
both part of the SCALE 6.0 package. Initially, the core as a whole was evaluated,
followed by the fuel elements evaluation. In this latter step, NEWT code was also used
for neutron transport in order to obtain physical parameters for generating
homogenized cross-sections. Afterwards, supercell analyses were performed using
the proposed fuel. In the final part of the work, the core was remodelled with the
removal of the IFBA rods.
The results show that the use of the proposed fuel reduces the negative temperature
reactivity coefficient, as well as the delayed neutron fraction when compared to the
standard UO2 fuel. Acknowledgement of these fundamental safety parameters
indicates that the safety control systems that are applied in standard PWR need to be
revaluated. It is also verified that the introduction of reprocessed fuel spiked in thorium
introduces some advantages, such as the possibility of extending the burnup and
removal of the burnable poison. Furthermore, the selected reprocessing technique
UREX+ complies with non-proliferation treaties and reduces waste resulting from an
open fuel cycle.
This work, part of a larger project that aims to assess the feasibility of the use of thorium
in existing PWR, introduces new approaches in this area by studying the introduction
of reprocessed fuel spiked in thorium. In all calculations performed using NEWT,
homogenised cross-sections were generated for subsequent use in nodal codes, such
as PARCS, followed by a neutronic/thermal-hydraulic coupling analysis, i.e.,
PARCS/RELAP.
Assunto
Engenharia nuclear, Tório, Combustíveis para reatores nucleares - Reprocessamento, Reatores nucleares, Análise por ativação nuclear
Palavras-chave
Tório, Combustível nuclear reprocessado, Sistemas PWR, Neutrônica de reatores