Neutronic analysis of a fuel element with variations in fuel enrichment and burnable poison
| dc.creator | Rochkhudson Batista de Faria | |
| dc.creator | Felipe Martins Gomes Pereira | |
| dc.creator | Carlos Eduardo Velasquez Cabrera | |
| dc.creator | Fabiano Cardoso da Silva | |
| dc.creator | Angela Fortini Macedo Ferreira | |
| dc.creator | Claubia Pereira Bezerra Lima | |
| dc.date.accessioned | 2023-07-27T18:54:58Z | |
| dc.date.accessioned | 2025-09-09T01:18:41Z | |
| dc.date.available | 2023-07-27T18:54:58Z | |
| dc.date.issued | 2019-07-09 | |
| dc.description.abstract | Neste trabalho, o objetivo foi avaliar o comportamento neutrônico durante a queima do combustível alterando a quantidade de veneno incinerável e o enriquecimento do combustível. As análises usaram um elemento de combustível 17 x 17 PWR, simulado usando a seção transversal da biblioteca de 238 grupos recolhida de ENDF/BVII.0 e módulo TRITON do sistema de código SCALE 6.0. Os resultados confirmaram a ação efetiva do veneno incinerável no controle da criticalidade, principalmente no Beginning Of Cycle (BOC) e na cinética de queima, pois ao final do ciclo do combustível havia uma quantidade residual mínima de absorvedores de nêutrons (155Gd e 157Gd ), como esperado, mostrando a queima do Gd na metodologia de simulação adotada. Além disso, os resultados mostram que o aumento da porcentagem de inserção de Gd não altera sua quantidade residual final. Ao final do ciclo, o elemento combustível ainda era crítico para todas as situações simuladas, o que indica a possibilidade de prolongar a queima do combustível. | |
| dc.description.sponsorship | CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico | |
| dc.description.sponsorship | FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais | |
| dc.description.sponsorship | CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior | |
| dc.description.sponsorship | Outra Agência | |
| dc.format.mimetype | ||
| dc.identifier.doi | https://doi.org/10.15392/bjrs.v7i2B.769 | |
| dc.identifier.issn | 2319-0612 | |
| dc.identifier.uri | https://hdl.handle.net/1843/57082 | |
| dc.language | eng | |
| dc.publisher | Universidade Federal de Minas Gerais | |
| dc.relation.ispartof | Brazilian Journal of Radiation Sciences | |
| dc.rights | Acesso Aberto | |
| dc.subject | Reatores de água pressurizada | |
| dc.subject | Veneno | |
| dc.subject | Tecnologia nuclear | |
| dc.subject | Criticalidade (Engenharia nuclear) | |
| dc.subject.other | Neutronic analysis | |
| dc.subject.other | Fuel element | |
| dc.subject.other | Burnable poison | |
| dc.title | Neutronic analysis of a fuel element with variations in fuel enrichment and burnable poison | |
| dc.title.alternative | Análise neutrônica de um elemento combustível com variações no enriquecimento de combustível e veneno incinerável | |
| dc.type | Artigo de periódico | |
| local.citation.issue | 2B | |
| local.citation.volume | 7 | |
| local.description.resumo | In this work, the goal was to evaluate the neutronic behavior during the fuel burnup changing the amount of burnable poison and fuel enrichment. The analyses used a 17 x 17 PWR fuel element, simulated using the 238 groups library cross-section collapsed from ENDF/BVII.0 and TRITON module of SCALE 6.0 code system. The results confirmed the effective action of the burnable poison in the criticality control, especially at Beginning Of Cycle (BOC) and in the burnup kinetics, because at the end of the fuel cycle there was a minimal residual amount of neutron absorbers (155Gd and 157Gd), as expected, showing the burnup of the Gd in the simulation methodology adopted. Furthermore, the results show that increasing the Gd insertion percentage does not change its final residual amount. At the end of the cycle, the fuel element was still critical for all the simulated situations, which indicates the possibility of extending the fuel burnup. | |
| local.identifier.orcid | https://orcid.org/0000-0003-0264-9148 | |
| local.identifier.orcid | https://orcid.org/0000-0002-2960-3150 | |
| local.identifier.orcid | https://orcid.org/0000-0001-5999-9961 | |
| local.publisher.country | Brasil | |
| local.publisher.department | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR | |
| local.publisher.initials | UFMG | |
| local.url.externa | https://www.bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/769 |
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