Comparison of spallation and fusion neutron sources in a fusion-fission system (FFS)
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Universidade Federal de Minas Gerais
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Comparação de fontes de nêutrons de espalação e fusão em um sistema de fusão-fissão (FFS)
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Resumo
This study analyses the effect of the external neutron source in a Fusion-Fission System (FFS), which utilizes a central fusion chamber surrounded by multiple layers (blankets) of neutron multiplier material and moderating media, which include coolant plenums, beryllium (Be) multiplier layer, a fertile fission blanket, and a graphite-pebble reflector. The aim is to investigate the neutronic behavior of the systems under different neutron sources and analyze the fuel evolution using reprocessed fuel for 10 years. For that, two neutron sources have been analyzed, both were homogeneously distributed over the entire central sphere. One of the neutrons sources simulated was the neutrons with energy of 14.1 MeV produced by the D–T fusion reactions and the other one was a spallation neutron source. Furthermore, two different reprocessed fuels by GANEX technique were used in the system for both external neutron sources, one spiked with about 79% of depleted uranium, and the other one spiked with about 75% of thorium. The spent fuels used in the simulations have the composition equivalent to spent fuel discharged from the Brazilian PWR ANGRA-I, with initial enrichment of 3.1%. The fuel burn simulation was performed in ORIGEN 2.1 code for three cycles, with the burnup of approximately 11.000 MWd/tHM in each cycle, following the ANGRA-I power history of real cycles. After that, all the simulations were performed using the SERPENT Monte Carlo code version 2.1.31. The fusionfission system results show that the decrease in the criticality was considerably lower during the burnup when fusion source was used. Therefore, the fusion source is the best option to provide a burnup extension. However, the spallation source yielded more U-233 than the fusion source, achieving the best results for fuel regeneration.
Abstract
Este estudo analisa o efeito da fonte externa de nêutrons em um sistema de fusão-fissão (FFS), que utiliza uma câmara de fusão central cercada por múltiplas camadas (mantas) de multiplicadores de nêutrons e moderadores, que incluem câmaras de refrigeração, berílio (Be), camada multiplicadora, uma manta de fissão fértil e um refletor de seixo de grafite. O objetivo é investigar o comportamento neutrônico dos sistemas sob diferentes fontes de nêutrons e analisar a evolução do combustível, utilizando combustível reprocessado há 10 anos. Para isso foram analisadas duas fontes de nêutrons, ambos foram distribuídos homogeneamente por toda a esfera central. Uma das fontes de nêutrons simulados foram os nêutrons com energia de 14,1 MeV produzidos pelas reações de fusão D – T e a outra era uma fonte de nêutrons de reações nucleares de alta energia (spallation). Além disso, dois combustíveis reprocessados pela técnica GANEX foram usadas no sistema para ambas as fontes externas de nêutrons, uma enriquecida com cerca de 79% de urânio empobrecido e o outro enriquecido com cerca de 75% de tório. O gasto combustíveis utilizados nas simulações têm composição equivalente ao combustível irradiado descarregado do PWR ANGRA-I brasileiro, com enriquecimento inicial de 3,1%. A simulação de queima de combustível foi realizado em código ORIGEN 2.1 por três ciclos, com burnup de aproximadamente 11.000 MWd/tHM em cada ciclo, seguindo o histórico de potência ANGRA-I de ciclos reais. Depois disso, todos os as simulações foram realizadas utilizando o código SERPENT Monte Carlo versão 2.1.31. Os resultados do sistema de fusão-fissão mostram que a diminuição da criticidade foi consideravelmente menor durante o queima quando a fonte de fusão foi usada. Portanto, a fonte de fusão é a melhor opção para fornecer um extensão de queima. Contudo a fonte de spallation rendeu mais U-233 do que a fonte de fusão, alcançando os melhores resultados para regeneração de combustível.
Assunto
Fusão nuclear, Fissão nuclear, Nêutrons, Combustiveis nucleares
Palavras-chave
Fusion source, Spallation source, Reprocessed fuel
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