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Tesis Doctoral
DOI
https://doi.org/10.11606/T.85.2022.tde-19102022-153721
Documento
Autor
Nombre completo
Luiz Gonzaga de Freitas Neto
Dirección Electrónica
Instituto/Escuela/Facultad
Área de Conocimiento
Fecha de Defensa
Publicación
São Paulo, 2022
Director
Tribunal
Andrade, Delvonei Alves de (Presidente)
Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e
Shorto, Julian Marco Barbosa
Souza, Gregório Soares de
Título en portugués
Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval
Palabras clave en portugués
molten salt
Radkowsky Thorium Reactor
propulsão naval
Resumen en portugués
O reator de sal fundido faz parte da quarta geração de reatores nucleares e tem sido objeto de várias pesquisas contemporâneas. Ele opera a altas temperaturas e a baixa pressão, possui um refrigerante primário que não muda de fase, além de possuir segurança intrínseca e dimensões reduzidas. Com foco nestes quesitos, este reator pode ser utilizado em embarcações de comércio marítimo, com requisito de não ser necessário o reabastecimento durante a vida útil do navio. Esta tese propõe uma concepção de núcleo de um reator de sal fundido a ser empregado na propulsão naval. Baseado no conceito do Radkowsky Thorium Reactor, que estabelece região de blanket e de seed para componentes de um elemento combustível a ser empregado em um reator de água leve, propôs-se a utilização desse conceito em um núcleo de grafite no reator de sal fundido. O bloco de grafite possui uma matriz de orifícios circulares, consistindo de orifícios centrais com diâmetro menor, denominado de seed, e outros que se localizam ao redor destes, contornando-os, com diâmetro maior, o blanket. Foi utilizado sal combustível com F, Li, Be, Th e 233U, no qual o elemento físsil possui maior probabilidade de fissionar na região central (seed), que gera nêutrons que transmutam o material fértil em físsil na região periférica (blanket). Simularam-se diversas configurações mantendo o combustível líquido igual em todo o circuito primário. Procurou-se obter uma estrutura do núcleo que maximize o fator de conversão, a fim de regenerar o combustível nuclear e prolongar o tempo de vida de operação do reator. Outros fatores também foram analisados, como a distribuição espacial do fluxo e da taxa de fissão, o fluxo por unidade de letargia e parâmetros da queima do combustível. Uma estrutura de núcleo foi obtida e analisada em relação ao desligamento por barras de controle e de segurança manufaturadas com carbeto de boro. Conclui-se que o combustível exaurido pode ser utilizado em outra configuração de núcleo com a área de seed maior, com a finalidade de prolongar a operação atendendo ao objetivo proposto inicialmente.
Título en inglés
Thorium molten salt reactor core design for naval propulsion
Palabras clave en inglés
molten salt
naval propulsion
Radkowsky Thorium Reactor
Resumen en inglés
The molten salt reactor is part of the fourth generation of nuclear reactors and it is a contemporary research field. It operates at high temperatures and low pressure, has a primary coolant that remains in a constant thermohydraulic phase, and possesses intrinsic safety and reduced dimensions. According to these issues, this reactor can be used in maritime trade vessels, with the requirement that refueling is not necessary during the whole ship lifetime. This dissertation employs the Radkowsky Thorium Reactor concept, which establishes blanket and seed regions for the core conceptions to be employed in a light water reactor, and proposes a molten salt reactor conception for naval propulsion. The proposed core configuration consits of a graphite block with circular holes. The central holes have smaller diameters and play the role of seed. Surrounding the seed there are other holes with larger diameters playing the role of the blanket region. The conception employs molten salt consisting of F, Li, Be, Th and 233U. The seed region has the function of generating neutrons to maintain the reaction chain and to convert the fertile material into fissile in the peripheral region (blanket). The liquid fuel is the same throughout the primary circuit. Several configurations were simulated for the proposed graphite core. The aim is to obtain a core design that satisfies the safety reequirements and maximizes the conversion factor, in order to prolong the reactor operating life. Other factors were also analyzed, such as the neutron flux and fission rate spatial distribution, the neutron flux per unit of lethargy and fuel burnup parameters. A final core conception was successfully obtained and satisfied shutdown margins of the control and safety banks manufactured of boron carbide. It is concluded that the depleted fuel can be used in other core configurations with a larger seed area, with the purpose of expanding the operation for a longer time, meeting the objective initially proposed.
 
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Fecha de Publicación
2022-10-21
 
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