Heat transfer in a simulated spent fuel pool for different types of spent fuels

dc.creatorFernando Pereira de Faria
dc.creatorDario Martin Godino
dc.creatorSantiago Francisco Corzo
dc.creatorDamián Enrique Ramajo
dc.creatorAntonella Lombardi Costa
dc.creatorCláubia Pereira Bezerra Lima
dc.date.accessioned2025-02-14T19:26:30Z
dc.date.accessioned2025-09-08T23:45:40Z
dc.date.available2025-02-14T19:26:30Z
dc.date.issued2023-01-25
dc.description.abstractHistoricamente, o Pool de Combustível Irradiado (SFP) de Angra II, do Brasil, tem recebido montagens de combustível padrão gasto (SF) de dióxido de urânio (UO2) descarregado de Reatores de Água Pressurizada (PWR) das Usinas Nucleares (NPP) de Angra. Entretanto, no caso de utilização de combustíveis à base de óxido misto (MOX) ou tório na proporção de 1/3 ou 1/4 do total de conjuntos de combustível em suas PWRs como vem ocorrendo em todo o mundo, seriam necessários mais estudos térmicos de armazenamento úmido do novo SF misto gerado. Inclui a determinação do tempo de ebulição da água (Tb) do SFP em caso de quebra de seu sistema de resfriamento externo (ECS). Este trabalho apresenta estudos de Tb de um SFP simulado de armazenamento de SFmisto descarregado de PWRs. Os tipos de SF mistos estudados incluem MOX mais UO2, óxido de tório/urânio (U-Th)O2 mais UO2, e óxido de tório/transurânico (TRU-Th)O2 mais UO2. Todo o SF misto foi considerado como contendo 1/3 ou 1/4 de combustíveis à base de tório ou combustível reprocessado. As simulações foram implementadas nos códigos CFX Ansys e OpenFOAM©. Tb de simulações com Ansys variou de 4,05 h a 5,97 h, e de 3,45 h a 5,77 h de simulações com OpenFOAM©. Os resultados mostram que, independente do padrão de carga mista do SFP, a água alcançaria a temperatura de saturação mais rapidamente quando (TRU-Th) O2 estivesse presente. Em contraste, quando MOX estava presente, a Tb era maior.
dc.format.mimetypepdf
dc.identifier.doihttps://doi.org/10.34117/bjdv9n1-343
dc.identifier.issn2525-8761
dc.identifier.urihttps://hdl.handle.net/1843/80094
dc.languageeng
dc.publisherUniversidade Federal de Minas Gerais
dc.relation.ispartofBrazilian Journal of Development
dc.rightsAcesso Aberto
dc.subjectQuímica
dc.subjectQuímica nuclear
dc.subjectUsinas nucleares
dc.subjectUrânio
dc.subject.otherSpent fuel pool
dc.subject.otherOpenFOAM©
dc.subject.otherCFX Ansys
dc.titleHeat transfer in a simulated spent fuel pool for different types of spent fuels
dc.title.alternativeTransferência de calor em um pool simulado de combustível queimado para diferentes tipos de combustíveis queimados
dc.typeArtigo de periódico
local.citation.epage5019
local.citation.issue1
local.citation.spage5004
local.citation.volume9
local.description.resumoHistorically, the Spent Fuel Pool (SFP) of Angra II, from Brazil, has received standard spent fuel (SF) assemblies of uranium dioxide(UO2) discharged from Pressurized Water Reactors (PWR) of the Nuclear Power Plants (NPP) of Angra. However, in case of using Mixed Oxide (MOX) or thorium-based fuels at a proportion of 1/3 or 1/4 of the total of fuel assemblies in their PWRs as it has been occurring worldwide, it would require further thermal studies of wet storage of the new mixed SF generated. It includes the determination of the water boiling time (Tb) of the SFP in case of breakdown of its external cooling system (ECS). This work presents studies of Tbof a simulated SFP storing mixed SF discharged from PWRs. The types of mixed SF studied include MOX plus UO2, oxide of thorium/uranium (U-Th) O2plus UO2, and oxide of thorium/transuranic (TRU-Th) O2 plus UO2. All the mixed SF was considered to contain 1/3 or 1/4 of either thorium-based fuels or reprocessed fuel. The simulations were implemented in CFX Ansys and OpenFOAM© codes. Tb from simulations with Ansys ranged from 4.05 h to 5.97 h, and from 3.45 h to 5.77 h from simulations with OpenFOAM©. Results show that, independent of the mixed loading pattern of the SFP, the water would reach the saturation temperature more rapidly when (TRU-Th) O2 was present. By contrast, when MOX was present, Tb was greater.
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0002-1204-5498
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0001-6431-1842
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0002-6860-6899
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0002-2445-3800
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0001-5999-9961
local.publisher.countryBrasil
local.publisher.departmentENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
local.publisher.initialsUFMG
local.url.externahttps://ojs.brazilianjournals.com.br/ojs/index.php/BRJD/article/view/56708

Arquivos

Pacote original

Agora exibindo 1 - 1 de 1
Carregando...
Imagem de Miniatura
Nome:
Heat transfer in a simulated spent fuel pool for different types of spent fuels.pdf
Tamanho:
623.75 KB
Formato:
Adobe Portable Document Format

Licença do pacote

Agora exibindo 1 - 1 de 1
Carregando...
Imagem de Miniatura
Nome:
License.txt
Tamanho:
1.99 KB
Formato:
Plain Text
Descrição: