Estratégia de ciclo fechado de combustível nuclear para um reator do tipo NuScale: avaliação de parâmetros de segurança
DOI:
https://doi.org/10.15392/2319-0612.2024.2630Palavras-chave:
SMR, NuScale, GANEX, UREX+, Ciclo do Combustível Nuclear FechadoResumo
O presente estudo avalia a implementação potencial de duas estratégias diferentes de ciclo de combustível fechado para o reator NuScale. Após passar por três ciclos de queima de aproximadamente 12 MWd/kgU em um núcleo do tipo NuScale e cinco anos de resfriamento em uma piscina para refrigeração, o combustível irradiado foi reprocessado teoricamente usando métodos de reprocessamento GANEX ou UREX+. Estas composições de combustível reprocessado foram então misturadas com tório (Th) e inseridas em posições específicas do núcleo. Como resultado, as configurações de núcleo propostas para o reator do tipo NuScale contêm elementos combustíveis carregados com combustível convencional à base de urânio e combustível reprocessado, resultando nas seguintes combinações: UO2 e GANEX enriquecidos com Th, e UO2 e UREX+ enriquecidos com Th. O objetivo principal é avaliar as margens de segurança dos núcleos propostos e compará-las com o caso de referência. Os resultados indicam que todos os cenários com combustível reprocessado melhoraram o coeficiente de reatividade de temperatura do combustível e o excesso máximo inicial de reatividade, variando a concentração de boro no refrigerante. Adicionalmente, constatou-se que ambos os núcleos propostos atenderam aos requisitos de projeto com relação ao fator de pico de potência (PPF), apesar do alto valor do PPF observado na posição central C03. As simulações foram realizadas utilizando o código Serpent versão 2.1.32, desenvolvido pela VTT.
Downloads
Referências
[1] IAEA - International Atomic Energy Agency. Advances in Small Modular Reactor Technology Developments. Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS) 2020 Edition, Vienna: IAEA, 2020.
[2] GOODMAN, D. Small Modular Reactors (SMRs): the case of developing countrie. In: Daniel, T. Handbook of Small Modular Nuclear Reactors. Sawston, UK: Woodhead Publishing, 2014. p. 595– 609. ISBN 978-0-12-823916-2.
[3] KANG, H. O.; LEE, B. J.; LIM, S. G. Light water SMR development status in Korea. Nuclear Engineering and Design, v. 419, p. 112966, 2024.
[4] AL-SALHABI, A.; ALHABIB, A.; ALHARBI, T.; ALJOHANI, M.; SHAMS, A.; AL-ATHEL, K.; ALWAFI, A. The Feasibility of Small Modular Reactors (SMRs) in the Energy Mix of Saudi Arabia. Nuclear Engineering and Design, v. 418, p. 112896, 2024.
[5] BUTT, H. N.; ILYAS, M.; AHMAD, M.; AYDOGAN, F. Assessment of passive safety system of a Small Modular Reactor (SMR). Annals of Nuclear Energy, v. 98, p. 191-199, 2016.
[6] DIAZ-PESCADOR, E.; YURII, B.; MATTHIAS, J.; SOEREN, K. NuScale-like SMR Model Development and Applied Safety Analyses with the Code Chain Serpent-DYN3D-ATHLET. Annals of Nuclear Energy, v. 418, p. 112909, 2024.
[7] USNRC – Nuclear Regulatory Comission. NRC to Issue Rule Certifying NuScale Small Modular Reactor. Supplement to: Office of Public Affairs, Washington: USNRC, 2022.
[8] NUSCALE. New uk nnl study supports the ability of the nuscale power module to reduce plutonium stockpiles. Disponível em: https://www.nuscalepower.com/en/news/press-releases/2016/nuscale-announces-mox-capability. Acesso em: 17 jan. 2024.
[9] FRIDMAN, E.; YURII, B.; VALTAVIRTA, J.; SOEREN, K. Definition of the neutronics benchmark of the NuScale-like core. Nuclear Engineering and Technology, v. 55, n. 10, p. 3639-3647, 2023.
[10] WNA – World Nuclear Association. Processing of used nuclear fuel. Disponível em: https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/fuel-recycling/processing-of-used-nuclear-fuel/. Acesso em: 22 jun. 2024.
[11] MIGUIRDITCHIAN, M; CHAREYRE, L.; HERES, X.; HILL, C. GANEX: Adaptation of the DIAMEX-SANEX process for the group actinide separation. Supplement to: Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems, Global, 2007.
[12] VANDEGRIFT, G. et al. Lab-scale demonstration of the urex+ process, 2004.
[13] LEPPÄNEN, J.; PUSA, M.; VIITANEN, T.; VALTAVIRTA, V.; KALTIAISENAHO, T. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013. Annals of Nuclear Energy (Oxford), v. 142, p 142-150, 2023.
[14] HORELIK, N. Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulations (BEAVRS). Supplement to: Massachusetts Institute of Technology, 2013.
[15] WARIN, D. Future nuclear fuel cycles: Prospect and challenges for actinide recycling. Materials Science and Engineering, v. 9, p 012063, 2010.
[16] REGALBUTO, M.C. Alternative separation and extraction: Urex+ processes for actinide and targeted fission product recover. In: Nash, K.L., Lumetta, G.J. Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment, UK: Woodhead Publishing, 2011. p. 176–200. ISBN 978-0-12-823916-2.
[17] IAEA - International Atomic Energy Agency. Role of Thorium to Supplement Fuel Cycles of Future Nuclear Energy Systems. Supplement to: Number NF-T-2.4 in Nuclear Energy Serie, Vienna: IAEA, 2012.
[18] AMATULLAH, A.; PERMANA, S.; IRWANTO, D.; AIMON, A. H. Comparative analysis on small modular reactor (SMR) with uranium and thorium fuel cycle. Nuclear Engineering and Design, v. 418, p. 112934, 2024.
[19] LEPPANEN, J. Serpent – a continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. VTT Technical Research, Centre of Finland, 2019.
[20] CHADWICK, M.B. ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data. Nuclear Data Sheets, v. 112, n. 12, p. 2887- 2996, 2011.
[21] DEMAZIERE, C.; ESPINOZA, V. H. S.; ZENTNER, I. Advanced numerical simulation and modeling for reactor safety – contributions from the CORTEX, McSAFER, and METIS projects. EPJ Nuclear Science. Technology, v. 8, p. 12, 2011.
[22] CARVALHO, K. A.; PAULA, G. P.; ARAÚJO, M. H. S.; SANTOS, A. A. C.; SILVA, V.; SANTIAGO, T. A. V.; CABRAL, R. G. Closing the nuclear fuel cycle: strategic approaches for NuScale-like reactor. Nuclear Engineering and Design, 2024. Submitted article.
[23] LAMARSH, J. R.; BARATTA, A. J. Introduction to Nuclear Engineering. New York, NY, US: Pearson College, 2001. ISBN 978-0201824988.
[24] DUDERSTADT, J. J. Nuclear Reactor Analysis. New York, NY, US: Wiley, 1976. ISBN 978-0471223634.
[25] VIEIRA, T. A. S.; BARROS, G. P.; CAMPOLINA, D.; VASCONCELOS, V.; SANTOS, A. A. C.; Study of a fine-mesh 1:1 Computational Fluid Dynamics – Monte Carlo neutron transport coupling method with discretization uncertainty estimation. Annals of Nuclear Energy, v. 148, p. 107718, 2020.
Downloads
Publicado
Edição
Seção
Categorias
Licença
Direitos autorais (c) 2025 Keferson Almeida, Graiciany de Paula Barros, Matheus Henrique dos Santos Araújo, Rebeca Cabral Gonçalves, Tiago Augusto Santiago Vieira, Vitor Silva, Andre Augusto Campagnole dos Santos

Este trabalho está licenciado sob uma licença Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Declaro que o presente artigo é original, não tendo sido submetido à publicação em qualquer outro periódico nacional ou internacional, quer seja em parte ou em sua totalidade. Declaro, ainda, que uma vez publicado na revista Brazilian Journal of Radiation Sciences, editada pela Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, o mesmo jamais será submetido por mim ou por qualquer um dos demais co-autores a qualquer outro periódico. Através deste instrumento, em meu nome e em nome dos demais co-autores, porventura existentes, cedo os direitos autorais do referido artigo à Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, que está autorizada a publicá-lo em meio impresso, digital, ou outro existente, sem retribuição financeira para os autores.
Licença
Os artigos do BJRS são licenciados sob uma Creative Commons Atribuição 4.0 Licença Internacional, que permite o uso, compartilhamento, adaptação, distribuição e reprodução em qualquer meio ou formato, desde que você dê o devido crédito ao (s) autor (es) original (is) e à fonte, forneça um link para a licença Creative Commons, e indique se mudanças foram feitas. As imagens ou outro material de terceiros neste artigo estão incluídos na licença Creative Commons do artigo, a menos que indicado de outra forma em uma linha de crédito para o material. Se o material não estiver incluído no licença Creative Commons do artigo e seu uso pretendido não é permitido por regulamentação legal ou excede o uso permitido, você precisará obter permissão diretamente do detentor dos direitos autorais. Para visualizar uma cópia desta licença, visite http://creativecommons.org/licenses/by/4.0/