Overview of Fourth Generation Reactors Studied at the Universidade Federal de Minas Gerais (Brazil)

Clarysson Alberto Mello da Silva; Anderson Altair Pinheiro de Macedo; Maurício Gilberti; Fabiano Cardoso da Silva; Isabella Resende Magalhães; Antonella Lombardi Costa; Claubia Pereira

doi:10.15392/2319-0612.2024.2419

Autores

Clarysson Alberto Mello da Silva Universidade Federal de Minas Gerais https://orcid.org/0000-0002-3082-644X (não autenticado)
Anderson Altair Pinheiro de Macedo Universidade Federal de Minas Gerais
Maurício Gilberti Universidade Federal de Minas Gerais
Fabiano Cardoso da Silva Universidade Federal de Minas Gerais
Isabella Resende Magalhães Universidade Federal de Minas Gerais
Antonella Lombardi Costa Universidade Federal de Minas Gerais
Claubia Pereira Universidade Federal de Minas Gerais

DOI:

https://doi.org/10.15392/2319-0612.2024.2419

Palavras-chave:

Reatores de Quarta Geração, Ciclo do Combustível Nuclear, Simulação Neutrônica

Resumo

Este artigo apresenta resultados dos estudos sobre reatores de quarta geração desenvolvidos no Departamento de Engenharia Nuclear da Universidade Federal de Minas Gerais (DENU-UFMG), tais como o Reator refrigerado a Gás de Alta Temperatura (VHTR), Reator Regenerador a Sal Fundido (MSBR), Reator Rápido refrigerado de Sódio (SFR) e Reator Rápido Refrigerado a Gás (GFR). Esses estudos avaliam parâmetros neutrônicos dos sistemas nucleares em estado estacionário e durante a queima utilizando modelos computacionais desenvolvidos no DENU-UFMG utilizando o códigos SCALE 6.0 (KENO-VI/ORIGENS), MCNPX 2.6.0 e MCNP5. Os resultados mostram que as metodologias adotadas confirmam as capacidades dos códigos para simular situações específicas em condições de operação estacionária ou transiente.

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Biografia do Autor

Clarysson Alberto Mello da Silva, Universidade Federal de Minas Gerais

Professor Adjunto da Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG) onde desenvolve atividades de ensino e de pesquisa no Departamento de Engenharia Nuclear (DENU). Possui Doutorado (2009) e Mestrado (2005) em Ciências e Técnicas Nucleares pela UFMG, Especialização em Ensino de Física - Universidade Federal de Ouro Preto (UFOP, 2000) e Graduação em Matemática (Licenciatura Plena) - Faculdades Integradas Newton Paiva (FINP, 1996). Possui experiência na área de Engenharia Nuclear com ênfase em Tecnologia Nuclear, atuando em temas relacionados a simulação de sistemas nucleares, reatores avançados, ciclo do combustível, transmutação nuclear e reprocessamento do combustível queimado.

Referências

IAEA - International Atomic Energy Agency. Nucelar Innovations for Net Zero. IAEA Bulletin, September 2023, IAEA publications, 2023. 36p.

NEA - Nuclear Energy Agency. GEN IV International Fórum. Annual Report 2022, OECD Publications, 2022. 84p.

INCT - Instituto Nacional de Ciências e Tecnologia de Reatores Nucleares Inovadores. Brazil. 2023. Available at: <https://estatico.cnpq.br/programas/inct/_apresentacao/inct_reatores_nucleares.html>. Last accessed: 05 Jan. 2024.

CARDOSO, F; FORTINI, A.; PEREIRA, C.; COSTA, A. L.; VELOSO, M. A. F.; SILVA, C. A. M. High-Temperature Gas Reactor with Transuranic Fuels. In: INTERNATIONAL CONGRESS ON ADVANCES IN NUCLEAR POWER PLANTS, 2016, São Francisco. Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power Plant, São Francisco, 2016. p. 1-7.

CARDOSO, F.; PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F.; SILVA, C. A. M.; CUNHA, R. ; COSTA, A. L. A Neutronic Evaluation of Reprocess Fuel and Depletion Study of VHTR using MCNPX and WIMSD5 Code. Fusion Science and Technology, v. 61, p. 338-342, 2012.

CARDOSO, F.; PEREIRA, C.; COSTA, A. L.; SILVA, C. A. M.; VELOSO, M. A. F. A Neutronic Evaluation of VHTR and LS-VHTR, In : 1ST INTERNATIONAL CONFERENCE ON ADVANCEMENTS IN NUCLEAR INSTRUMENTATION, MEASUREMENT METHODS AND THEIR APPLICATIONS, 2009, Marseille. Proceedings of 1st International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications, Marseille, 2009, pp. 1-7.

CARDOSO, F.; PEREIRA, C.; COSTA, A. L.; VELOSO, M. A. F. A Preliminary Neutronic Evaluation and Depletion Study Of VHTR and LS-VHTR Reactors using the Codes: WIMSD5 and MCNPX, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2009, Rio de Janeiro. Procedings of International Nuclear Atlantic Conference 2009, Rio de Janeiro : Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2009. p. 1-12.

FORTINI, A.; MONTEIRO, F. B. A.; SCARI, M. E.; DA SILVA, F. C.; SOUZA, R. V.; SILVA, C. A. M.; COSTA, A. L.; PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F. Recent advances on the use of reprocessed fuels and combined thorium fuel cycles in HTR systems. Progress in Nuclear Energy (New Series), v. 83, pp. 482-496, 2015.

FORTINI, A.; PEREIRA, C.; SOUZA, R. V.; VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L.; SILVA, C. A. M. Behavior of a High Temperature Gas Reactor with Transuranic Fuels, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2015, São Paulo. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, São Paulo: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2015. p. 1-15.

GILBERT, M.; VELASQUEZ, C. E.; VARGAS, M. L.; MARTINS, F.; COSTA, A. L.; VELOSO, M. A. F.; PEREIRA, C. Alternative Proposal of a Small Fast Sodium Reactor Concept. Nuclear Engineering and Design, v. 337, p. 128-140, 2018.

GILBERTI, M.; VELASQUEZ, C. E,; VARGAS, M. L.; PEREIRA, F. M. G.; COSTA, A. L.; VELOSO, M. A. F.; PEREIRA, C. Analysis of a Small Fast Sodium Reactor Concept, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2017, Belo Horizonte. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, Belo Horizonte: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2017, p. 1-12.

GUERRA, G. F.; SILVA, C. A. M; PEREIRA, C.; FERREIRA A. F. M.; COSTA, A. L.; VELOSO, M. A. F. Avaliação de Frações de Empacotamento e de Material Físsil para Combustíveis VHTR, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2015, São Paulo. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, São Paulo: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2015, pp. 1-8.

MACEDO, A. A. P.; CASTRO, V. F.; SILVA, C. A. M.; CABRERA, C. E. V.; PEREIRA, C. Neutronic Evaluation of Transuranics in a GFR Model Using MCNPX and SCALE 6.0, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2017, Belo Horizonte: Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, Belo Horizonte: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2017. p. 1-10.

MACEDO, A. A. P.; CASTRO, V. F.; VELASQUEZ, C. E.; SILVA, C. A. M.; PEREIRA, C . Neutronic Evaluation of a GFR of 100 MWt with Reprocessed Fuel and Thorium Using SCALE 6.0 and MCNPX. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON FAST REACTORS AND RELATED FUEL CYCLES: NEXT GENERATION NUCLEAR SYSTEMS FOR SUSTAINABLE DEVELOPMENT, 2017, Yekaterinburg. Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development, Viena, 2017. v. IAEA. p. 1-9.

MACEDO, A. A. P.; VELASQUEZ, C. E.; SILVA, C. A. M.; PEREIRA C. Neutronic Analysis of Reprocessed Fuel jn a Gas-Cooled Fast Reactor. In: INTERNATIONAL CONGRESS ON ADVANCES IN NUCLEAR POWER PLANTS, 2016, São Francisco. Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, São Francisco 2016. p. 1-5.

MACEDO, A. A. P.; CABRERA, C. E. V.; SILVA, C. A. M.; PEREIRA, C. Neutronic Performance of (U, Pu)C Fuel in a Lattice of GFR Using Scale 6.0., In: MATERIALS IN NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 2015, Cancun. Proceeding of Materials in Nuclear Science and Technology, Cancun, 2015. p. 1-10.

SALOMÉ, J. A. D.; CARDOSO, F.; VELASQUEZ, C. E.; PEREIRA, F.; BARROS, G. P.; PEREIRA, C. VHTR, ADS, and PWR Spent Nuclear Fuel Analysis. Procedia Chemistry, v. 21, pp. 255-262, 2016.

SILVA, C. A. M.; PEREIRA, C.; COSTA, A. L.; VELOSO, M. A. F.; GUAL, M. R.; Analysis of TRISO Packing Fraction and Fissile Material to DB-MHR Using LWR Reprocessed Fuel, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2013, Recife. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, Recife: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2013. p. 1-12.

SILVA, C. A. M.; PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L. A methodology to a DB-MHR fuel recharge evaluation - A basic comparison between WIMSD-5B and MCNPX codes. Nuclear Engineering and Design, v. 248, p. 117-125, 2012.

SILVA, C. A. M.; PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L. Neutronic Evaluation of a MHR System to Transmutation of Minor Actinides. IEEE Transactions on Nuclear Science, v. 57, p. 2708-2713, 2010.

SILVA, F. C.; PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L. Shifting Study of a VHTR Using Reprocessed Fuel With Various Triso Packing Fractions. Nuclear Engineering and Design, v. 248, p. 42-47, 2012.

SOUZA, R. V.; SILVA, C. A. M.; FORTINI, A.; PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L. Neutronic Evaluation of the HTR-10 Using SCALE, MCNPX and MCNP5 Nuclear Codes, In: 22ND INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 2014, Prague. Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering, Prague, 2014. p. 1-5.

SOUZA, R. V.; TANURE, L. P. A. R.; COSTA, D. F.; PEREIRA, C.; DE OLIVEIRA, A. H. A preliminary neutronic evaluation of the high temperature nuclear reactor (HTTR) using reprocessed fuel. Annals of Nuclear Energy, v. 65, p. 232-238, 2014.

TANURE, L. P. A. R.; SOUZA, R. V.; COSTA, D. F.; CARDOSO, F.; VELOSO, M. A. F.; PEREIRA, C. A preliminary neutronic evaluation of high temperature engineering test reactor using the SCALE6 code. Radiation Physics and Chemistry, v. 95, p. 417-419, 2014.

VARGAS, M. L.; CASTRO, V. F.; MACEDO, A. A. P.; PEREIRA, C. A Study On Plate-Type Fuel In a Generation-IV GFR. In: IV QUARTA SEMANA DE ENGENHARIA NUCLEAR E CIENCIAS DAS RADIAÇÕES, 2018, Belo Horizonte. Annals of Quarta Semana de Engenharia Nuclear e Ciências das Radiações. Belo Horizonte: Universidade Federal de Minas Gerais, 2018. p. 483-489.

VIEIRA, A. L.; SILVA, C. A. M.; MAGALHÃES, I. R.; PEREIRA, C. Neutronic Evaluation of MSBR System using MCNP Code, In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2019, Santos. Proceeding of International Nuclear Atlantic Conference, Santos: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 2019. p. 1-10.

IAEA - International Atomic Energy Agency. Gas-cooled Reactors and their Applications. IAEA-TECDOC-436, Vienna: IAEA, 1987, 520p.

CHAPIN, D.; KIFFER, S.; NESDELL, J. The Very High Temperature Reactor: A Technical Summary, Alexandria: MPR Associates, Inc., 2004.

CUVELIER, M. H. M.; TSVETKOV, P. V. TRU management and 235U consumption minimization in fuel cycle scenarios with AP1000 and VHTRs. Annals of Nuclear Energy, v. 55, p.137-150, 2013.

ROSENTHAL, M.W.; KASTEN, P. R.; BRIGGS, R. B. Molten Salt Reactors – History, Status, and Potential. Nuclear Applications and Technology, v. 8, p.107-117, 1970.

ROBERTSON, R. C. Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor. ORNL-4551, USA: Oak Rigde National Laboratory,1971.

RYKHLEVSKII, A.; LINDSAY, A.; HUFF, K. Full-Core Analysis of Thorium-Fueled Molten Salt Breeder Reactor Using the SERPENT 2 Monte Carlo Code, In: ANS ANNUAL AND WINTER MEETINGS, 2017, Washington, D. C. Transactions of the American Nuclear Society, Washington, D. C., 2017, v. 117, p.1343-1346.

PARK, J.; JEONG, Y.; LEE, H. C.; LEE, D. Whole core analysis of molten salt breeder reactor with online fuel reprocessing. International Journal of Energy Research. v. 39, p. 1673-1680, 2015.

VAN ROOIJEN W. F. G. Gas-cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook. Science and Technology of Nuclear Installations, v. 2009, p. 1–11, 2009.

WEAVER, K. D.; TOTEMEIER, T. C.; CLARK, D. E.; FELDMAN E. E.; HOFFMAN, E. A.; VILIM, R. B.; WEI, T. Y. C.; GAN, J.; MEYER, M. K. ; GALE, W. F.; DRISCOLL, M. J.; GOLAY, M.; APOSTOLAKIS, G.; CZERWINSKI, K. Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) FY 05 Annual Report. Report INL/EXT-05-00799, Idaho National Laboratory (INL), 2005.

MARTÍN-DEL-CAMPO, C.; REYES-RAMÍREZ, R.; FRANÇOIS, J. L.; REIKING-CEJUDO, A. J. Contributions to the neutronic analysis of a gas-cooled fast reactor. Annals of Nuclear Energy, v. 38, p. 1406-141, 2011.

CEA - Commissariat à l’Energie Atomique, Nuclear Energy Divison. 4th Generation Sodium-Cooled Fast Reactors – The Astrid Technological Demonstrator, Saclay: CEA, 2012. 96p.

IAEA - International Atomic Energy Agency, Innovative small and medium sized reactors: Design features, safety approaches and R&D trends. Report IAEA-TECDOC-1451, Vienna: IAEA, 2005. 221p.

TCPSC - Toshiba Corporation Power System Company. Overview of fast reactor development of Toshiba – 4S and TRU burner, In: NORDIC NUCLEAR FORUM FOR GENERATION IV REACTORS, 2014, Sweden.

CRIEPI - Toshiba Corporation and Central Research Institute of Electric Power Industry. Super-Safe, Small and Simple Reactor (4S, TOSHIBA Design). ARIS Status Report AIEA, Japan: CRIEPI, 2013. 38p.