Thermal hydraulic analysis of a PWR loaded with annular fuel rods

Autores

  • Wallen Ferreira De Souza UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
  • Maria Auxiliadora Fortini Veloso UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
  • Antonella Lombardi Costa UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
  • Clubia Pereira UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais

DOI:

https://doi.org/10.15392/bjrs.v9i2B.1336

Palavras-chave:

Annular fuel, Subchannel code, STHIRP, Thermal Model

Resumo

In 2006, the final report of the MIT Center for Advanced Nuclear Energy Center the project entitled High Performance Fuel Design for Next Generation PWR’s presented the proposal of an internal and external cooled ring fuel with the objective of increasing the power density of a PWR reactor without compromising the safety margins of the installation. The thermal hydraulic conditions were calculated with the aid of the VIPRE subchannel code, which is a widely used tool in the analysis of nuclear reactor cores. STHIRP-1 is a subchannel code that has been developed at the Departamento de Engenharia Nuclear /UFMG. In order to evaluate the capacity of the STHIRP-1 program, mainly in relation to the thermal model, the new fuel concept was analyzed. The results were compared with those performed with the VIPRE code presented in the reference document.

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Biografia do Autor

  • Wallen Ferreira De Souza, UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
    Departamento de engenharia nuclear
  • Maria Auxiliadora Fortini Veloso, UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
    Departamento de engenharia nuclear
  • Antonella Lombardi Costa, UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
    Departamento de engenharia nuclear
  • Clubia Pereira, UFMG- Universidade Federal De Minas Gerais
    Departamento de engenharia nuclear

Referências

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Publicado

25-07-2021

Edição

v. 9 n. 2B (Suppl.) (2021)

Seção

XXI Meeting on Nuclear Reactor Physics and Thermal Hydraulics (XXI ENFIR) and VI ENIN 2019

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Como Citar

Thermal hydraulic analysis of a PWR loaded with annular fuel rods. Brazilian Journal of Radiation Sciences, Rio de Janeiro, Brazil, v. 9, n. 2B (Suppl.), 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2B.1336. Disponível em: https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/1336. Acesso em: 17 jul. 2025.