Modelagem computacional da dispersão atmosférica aplicada a um reator modular de pequeno porte
DOI:
https://doi.org/10.15392/bjrs.v9i1.1244Keywords:
SMR, Modelagem, Dispersão, SCALE, HotSpot.Abstract
Este trabalho descreve a modelagem computacional de dispersão atmosférica decorrente de acidente radiológico hipotético em reator modular de pequeno porte (SMR), cuja potência é de 16 MWe (50 MWt). Utilizou-se o software SCALE para modelar o núcleo com três regiões de enriquecimento do combustível, a 4%, 5% e 20%, e obter atividades dos radionuclídeos oriundos de reações nucleares durante o burnup, após 2 anos de operação. Foi escolhida a cidade de Humaitá-AM para instalação do SMR, onde informações sobre condições meteorológicas foram coletadas para identificação da classe de estabilidade atmosférica predominante. Dentre os radionuclídeos do inventário, considerou-se a contribuição do Cs-137 para simulação, usando-se o código HotSpot, das doses totais efetivas (TEDE) recebidas e da concentração, ambos em função da distância do evento. Os resultados sugerem que a partir de 3,1 km do núcleo, as doses estão abaixo da referência para indivíduo do público. A TEDE máxima calculada foi de 3,6 Sv, a 34 m do termo fonte, diminuindo com o tempo e distância, e seguindo o modelo Gaussiano de dispersão. Quanto mais instáveis as condições meteorológicas, maior a TEDE, a uma menor distância do reator. Sugere-se ainda que, para atenuação referente às doses acima desse limiar normativo, próximo ao núcleo, poderá ser dimensionada uma blindagem simples de 75 cm de concreto ordinário ou um arranjo multilaminar composto de 6,4 cm de chumbo e 15 cm de concreto ordinário, relativos à contenção. A pesquisa concluiu que o reator não oferece riscos para operação, considerando os dados assumidos na simulação.
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References
FISCHER, G., RIPLEY, C. Improving Air-Cooled Condenser Performance and Availability Through Innovative Cleaning, Inspection and In-Situ Sleeving. In: 2012 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference. American Society of Mechanical Engineers Digital Collection, 2012. p. 777-782.
UNITED STATES DEPARTMENT OF ENERGY - DOE (2019). Reactor Technology: Benefits of Small Modular Reactors (SMRs). Disponível em: <https://www.energy.gov/ne/benefits-small-modular-reactors-smrs>. Acesso em: 10 de fevereiro de 2020.
MUSWEMA, J. L. et al. Atmospheric dispersion modeling and radiological safety analysis for a hypothetical accident of Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1). Annals of Nuclear Energy, v. 68, p. 239-246, 2014.
NETO A. T., DUARTE, G.M., TALON, J.D., LOPES, T.J., OLIVEIRA, C.L., FIEL, J.C.B., FONTES, G.S., CABRAL, R.G., VELLOZO, S.O., BARROSO, D.E.G. Blindagem multilaminada aplicada a um reator modular de pequeno porte hipotético. BJRS, 2019.
REARDEN, B. T.; JESSEE, M. A. SCALE code system, ORNL/TM-2005/39, version 6.2.1. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, 2016.
DUDERSTADT, James J. Nuclear reactor analysis. Wiley, 1976.
SMITH, Matthew C.; WRIGHT, Richard F. Westinghouse small modular reactor passive safety system response to postulated events. Proc. of ICAPP’12, 2012.
HOMANN, S. G. Hotspot Health Physics Codes Version 3.1 User’s Guide. CA, USA: Lawrence Livermore National Laboratory, 2019.
US.NRC. Basics References, Glossary. Disponível em: <https://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/total-effective-dose-equivalent-tede.html>. Acesso em: 03/03/2020.
STOCKIE, John M. The mathematics of atmospheric dispersion modeling. Siam Review, v. 53, n. 2, p. 349-372, 2011.
IEMA. Matriz elétrica limpa e inclusiva. Disponível em: <http://energiaeambiente.org.br/um-milhao-estao-sem-energia-eletrica-na-amazonia-20191125>. Acesso em: 05 abr. 2020.
INMET. Instituto Nacional de Meteorologia. Disponível em: http://www.inmet.gov.br/portal/index.php?r=tempo2/previsaoPorTipo&type=regional>. Acesso em: 07 abr. 2020.
COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR (CNEN). Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica. Norma CNEN NN 3.01. Rio de Janeiro, 2014.
US NUCLEAR REGULATORY COMMISSION et al. Regulatory Guide 1.183 (draft was Issued as DG-1081): Alternative Radiological Source Terms for Evaluating Design Basis Accidents at Nuclear Power Reactors. US Nuclear Regulatory Commission, Office of Nuclear Regulatory Research, 2000.
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