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VHTR (Very High Temperature Reactor) and LS-VHTR (Liquid Salted - Very High Temperature Reactor) reactors were analyzed and compared from the viewpoint of the neutronic parameters. The multiplication coefficient (k inf ), the fuel and the moderator temperature coefficients (α TF and α TM , respectively) and the hardening spectrum (oF/oT, fast flux/total flux) parameters were analyzed focusing to understanding better the VHTR and LS-VHTR neutronic behaviors. The experience obtained performing this work will be used in the future to study and to simulate the possibility of such systems for fuel reprocessing and recycling always analyzing how the process can affect the hydrogen production efficiency. The preliminary analyses have demonstrated that the VHTR reactor has a safer behavior in comparison with to the LS-VHTR one considering the evolution of the safety parameters along the burnup using WIMSD simulations.

In order to design more stable and safer core configurations, experimental and theoretical studies about BWR (Boiling Water Reactor) instability have been performed to characterize the phenomenon and to predict the conditions for its occurrence. The instabilities can be caused by interdependencies between thermal-hydraulic and reactivity feedback parameters such as the void-coefficient, for example, during a pressure perturbation event. In this work, the RELAP5-MOD3.3 thermal-hydraulic system code and the PARCS-2.4 3D neutron kinetic code were coupled to simulate BWR transients. The pressure perturbation is considered in order to study in detail this type of transient. Two different algorithms developed at the University of Pisa were used to calculate the Decay Ratio (DR) and the natural frequency (NF) from the power oscillation signals obtained from the transient calculations. The validation of a code model set up for the Peach Bottom-2 BWR plant is performed against Low-Flow Stability Tests (LFST). The four series of Stability Tests were performed at Peach Bottom Unit 2 in 1977 at the end of cycle 2 in order to measure the reactor core stability margins at the limiting conditions used in design and safety analysis.

The study of subcritical and critical systems is useful to guide decisions about design, installation and operation of some devices, mainly nuclear reactors and power plants. The information generated by these systems guides the best decisions to be made in executive project, economic viability and the safety measures to be employed in a nuclear facility. Simulating some experiments from the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, the MCNP5 code has been validated as an important tool to make an analysis about nuclear criticality safety. Its continuous libraries have been used. The average values and the standard deviation (SD) are evaluated. The results are very close to the values obtained by the benchmark experiments and in agreement with the criticality safety limits required by the Brazilian authorities.

The natural radionuclides activity concentrations in beach sand of the extreme south of Bahia, Brazil, was measured by Gamma Spectrometry. The Radium Equivalent Activity, the external hazard index, the absorbed dose rate and the annual effective dose were assessed and compared with internationally published values for external dose and activity concentrations. The activity concentrations of 226 Ra, 232 Th and 40 K in beach sand ranged from 8.4 to 8,300 Bqkg -1 with a mean value of 910 Bq.kg -1 , from 21 to 18,450 Bqkg -1 with a mean value of 2,220 Bqkg -1 and from 3.4 to 3,110 Bqkg -1 with a mean value of 352 Bqkg -1 , respectively. The results indicate that the absorbed dose rates range from 21 to 14,450 nGyh -1 with mean value of 1,792 nGy.h -1 . The highest value of gamma dose rates among the studied beaches were found in Cumuruxatiba (14,450 nGyh -1 ). The annual effective dose range between 0.03 and 17.70 mSvy -1 , with the mean value of 2.20 mSvy -1 . In four studied beaches, the assessed outdoor annual effective doses are above the worldwide average of 0.07 mSvy -1 as reported by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Especially in the area of black sands, a big part of Cumuruxatiba beach, whose annual effective dose of 17.70 mSvy -1 is much higher than worldwide average.

In this work the neutronic performance of a core of UO2 fuel with the Americium and the Neptunium co-insertion in a standard PWR (pressurized water reactor) core is evaluated. The homogeneous mode is used and changes in the moderator to fuel volume ratio (Vm/Vf) are evaluated. For the simulation the WIMS-D5 code was utilised.

Alternative reprocessing methods with low grade decontamination and uranium—plutonium coextraction characteristics are proposed for increasing proliferation resistance and permitting recovered fissile materials utilization in LWR reactors. This work brings out a preliminary neutronic study of fuels reprocessed by Coprocessing and AIROX techniques.

Este trabalho apresenta uma metodologia para a implantação de uma análise probabilística de segurança (APS) de nível 1 para eventos externos. Além disso, tem como objetivo aplicar esta metodologia à análise de um reator nuclear em fase de projeto, localizado no interior do Estado de São Paulo. Dentre as motivações deste trabalho, é necessário destacar a busca por uma abordagem abrangente e estruturada para identificar perigos externos únicos e combinados e selecionar possíveis cenários acidentais decorrentes de eventos iniciadores gerados por estes perigos. O processo de revisão bibliográfica e normativa possibilitou a formulação de uma metodologia alinhada às principais referências elaboradas pela IAEA, U.S.NRC, EPRI, entre outras organizações internacionais. Consequentemente, a metodologia foi delineada de forma a ser desenvolvida por meio de etapas consecutivas, considerando sua aplicação gradativa no que diz respeito à APS de eventos externos ao longo da vida útil do reator. O estudo de caso permitiu demonstrar a aplicação da metodologia até a etapa de seleção de perigos externos únicos. Assim, a aplicação para um reator nuclear experimental em fase de projeto é apresentada, demonstrando que é possível reduzir, de forma justificada e rastreável, o número de perigos externos a serem considerados nas etapas posteriores da APS de eventos externos. This work presents a methodology for the implementation of a level 1 probabilistic safety analysis (PSA) for external events. In addition, it aims to apply the proposed methodology to the analysis of a nuclear reactor that is in the design phase and will be constructed in the interior of the State of São Paulo. Among the motivations of this work, it is necessary to highlight the search for a comprehensive and structured approach to identify single and combined hazards and select possible accidental scenarios arising from initiating events generated by these hazards. The bibliographic and normative review process contributed for the consolidation of a methodology aligned with the main references published by the IAEA, U.S.NRC, EPRI, among other international organizations. Therefore, the methodology consists of consecutive stages, which shall gradually be applied to the External Events PSA development throughout reactor lifetime. The case study demonstrated the application of the first three stages of the methodology, including the selection of single external hazards by means of a screening analysis. Thus, the methodology application for an experimental nuclear reactor in its design phase was presented, demonstrating that the number of external hazards to be considered in the External Events PSA can be reduced in a traceable and justifiable way.

CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Outra Agência Os reatores de quarta geração (GEN-IV) operam com temperaturas muito elevadas em relação aos reatores de terceira geração e são candidatos da próxima geração de reatores nucleares, de acordo com a IAEA. Prever o desempenho termo-hidráulico de reatores de alta temperatura é uma contribuição importante para o desenvolvimento da tecnologia. Portanto, atenção especial é voltada para o comportamento dos materiais e transferência de calor nesses reatores. Dessa forma, a investigação e avaliação dos aspectos operacionais e de segurança dos reatores GEN-IV têm sido objeto de numerosos estudos pela comunidade internacional e também no Brasil. Neste trabalho, propõe-se uma metodologia para o estudo termo-hidráulico de reatores VHTR (Very High Temperature Reactor) do tipo prismáticos a partir de modelagens termo-hidráulicas por meio de estudos paramétricos alterando-se o modelo de turbulência, o perfil de geração de energia nos blocos combustíveis e a influência de modificações na própria geometria seja em regime de operação estacionário e em situações de transitório. Duas análises foram realizadas, sendo uma para o núcleo completo utilizando o código de análise termo-hidráulica RELAP5-3D para avaliar os parâmetros globais e outra para uma parte do núcleo do reator para a análise mais detalhada dos parâmetros locais com ferramentas de dinâmica dos fluidos computacional (CFD). Na metodologia do núcleo completo do reator VHTR são apresentadas modelagens e simulações com o código RELAP5-3D, bem como suas verificações para cálculos estacionários, considerando núcleos de reatores de alta temperatura refrigerados com hélio e sal líquido, e para cálculos transitórios de perda de vazão considerando o efeito das aberturas de desvio (gap). Por outro lado, a metodologia para a análise tridimensional com ferramentas de CFD foi dividida em 4 partes: (1) análise termo-hidráulica de um só canal de refrigeração; (2) análises de alguns aspectos da transferência de calor no elemento combustível consistindo de uma célula unitária; (3) avaliação de um método de linha de base para o fenômeno de escoamento e transferência de calor de um setor equivalente a 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis padrão e (4) avaliação de um método para investigar o fluxo bypass em 1/12 de uma coluna de blocos combustíveis padrão e especialmente como é afetado por vários parâmetros. Foi comprovada a capacidade de predição dos principais parâmetros termo-hidráulicos a partir de diferentes modelos computacionais com a metodologia do núcleo completo em condições de estado estacionário e de transitório para o reator selecionado. As análises dos principais parâmetros termo-hidráulicos: temperatura dos elementos combustíveis, do refrigerante, dos elementos estruturais, velocidades e pressões foram realizadas com a metodologia CFD a partir de estudos comparativos com correlações semi-empíricas. A predição dos parâmetros termo-hidráulicos dos modelos computacionais do canal quente em 2D, 3D e da célula unitária, apresentam uma menor utilização de recursos computacionais, e junto a 1/12 da seção do bloco prismático permitem obter uma descrição aceitável da termo-hidráulica do reator VHTR. No estudo, a temperatura nos combustíveis compactos permanece sempre abaixo dos limites do projeto do reator de 1250°C em operação normal e sem atingir as temperaturas limites (1600°C). Destaca-se como principal resultado que as metodologias apresentadas nesse trabalho podem ser adotadas para simular qualquer tipo de reator nuclear prismático de alta temperatura. Fourth-generation reactors (GEN-IV) operate at much higher temperatures than third-generation reactors and are candidates for the next generation of nuclear reactors, according to the IAEA. Predicting the thermo-hydraulic performance of high temperature reactors is an important contribution to the development of technology. Therefore, special attention is paid to the behavior of materials and heat transfer in these reactors. In this way, the investigation and evaluation of the operational and safety aspects of the GEN-IV reactors have been the object of numerous studies by the international community and also in Brazil. In this work, a methodology is proposed for the thermo-hydraulic study of prismatic VHTR (Very High Temperature Reactor) reactors from thermo-hydraulic modeling through parametric studies, changing the turbulence model, the generation profile of energy in the fuel blocks and the influence of changes in the geometry itself, both in stationary operation and in transient situations. Two analyzes were performed, one for the complete core using the RELAP5-3D thermo-hydraulic analysis code to evaluate global parameters and another for a part of the reactor core for a more detailed analysis of local parameters with computational fluid dynamics tools (CFD). In the methodology of the complete core of the VHTR reactor, modeling and simulations with the code RELAP5-3D are presented, as well as their verifications for stationary calculations, considering cores of high temperature reactors cooled with helium and liquid salt, and for transient calculations of flow loss considering the effect of the gap (interstitial spaces between fuel elements). On the other hand, the methodology for the three-dimensional analysis with CFD tools was divided into 4 parts: (1) thermo-hydraulic analysis of a single cooling channel; (2) analysis of some aspects of heat transfer in the fuel element consisting of a unit cell; (3) evaluation of a baseline method for the phenomenon of flow and heat transfer of a sector equivalent to 1/12 of a standard fuel block column and (4) evaluation of a method to investigate bypass flow in 1 /12 of a standard fuel block column and especially how it is affected by various parameters. The ability to predict the main thermo-hydraulic parameters from different computational models with the complete core methodology under steady-state and transient conditions for the selected reactor was proven. The analyzes of the main thermo-hydraulic parameters: temperature of the fuel elements, of the coolant, of the structural elements, speeds and pressures were carried out with the CFD methodology from comparative studies with semi-empirical correlations. The prediction of the thermo-hydraulic parameters of the computational models of the hot channel in 2D, 3D and of the unit cell, present a lower use of computational resources, and together with 1/12 of the section of the prismatic block, it allows to obtain an acceptable description of the thermo-hydraulics of the VHTR reactor. In the study, the temperature in compact fuels always remains below the reactor design limits of 1250°C in normal operation and without reaching the limit temperatures (1600°C). The main result is that the methodologies presented in this work can be adopted to simulate any type of high temperature prismatic nuclear reactor.

CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior The disposal of radioactive waste has been the subject of scientific research since the beginning of the nuclear industry. For high-level waste or spent fuel, the final disposal in deep geological repositories is the global scientific consensus. In this doctoral thesis, aspects related to the process of disposal of spent nuclear fuel (SNF) in Brazil were studied, from a purely academic point of view. The radioactive decay process releases thermal energy that is absorbed by the geological environment. However, some of the safety barrier components have a maximum operating temperature limit. Furthermore, the heat released can help the migration of fluids in the geosphere. As the heat transfer process is passive, the repository must be dimensioned so that the thermal limits are not exceeded during its operation. The simulation of heat transfer allows the determination of the smallest acceptable geometric dimensions of the repository for each type of SNF. Given the Brazilian Government's apparent interest in reprocessed nuclear fuels, the thermal behavior of two reprocessed fuels for the Angra 2 nuclear power plant, a Mixed Oxide (MOX) and a thorium-enriched reprocessed fuel was simulated. The MOX fuel can be disposed of in a repository after 50 years of its removal from the reactor. The spent fuel containing thorium, however, cannot be disposed of in a repository under the same conditions, since the maximum safe temperature would be exceeded. The dimensioning of the repository for the SNF is an important piece of information for the process of selecting areas with the potential to house a geological repository. With the application of a method based on geographic information systems and multi-criteria analysis for the selection of an area for the construction of a repository for the SNF, sites of interest were selected for further. Candidate sites have areas greater than the minimum areas estimated as necessary by the heat transfer simulation. As both the nuclear fuel cycle and the total number of nuclear power plants to be built in this century remain undefined, there is no estimate of back-end costs in Brazil. To estimate the costs associated with this phase of the nuclear fuel life cycle, strategic scenarios were created. These scenarios, together with the possible fuel cycles, were modeled in the energy planning tool MESSAGE to estimate the amount of SNF generated. Using stochastic methods, the most likely total cost was calculated. Values range from $12.84 billion to $83.71 billion depending on the scenario. With this range, it was estimated that the energy sale value should be between 40% and 60% higher than the current value charged to finance the SNF disposal activities. O descarte de rejeitos radioativos tem sido objeto de pesquisas científicas desde o início da indústria nuclear. Para resíduos de alto nível ou combustível irradiado, a disposição final em depósitos geológicos profundos é o consenso científico global. Nesta tese de doutorado, foram estudados, de um ponto de vista puramente acadêmicos, aspectos relacionados ao processo de destinação do combustível nuclear usado (SNF) no Brasil. O processo de decaimento radioativo libera energia térmica que é absorvida pelo ambiente geológico. No entanto, alguns dos componentes da barreira de segurança têm um limite máximo de temperatura operacional. Além disso, o calor liberado pode facilitar a migração de fluidos na geosfera. Como o processo de transferência de calor é passivo, o repositório deve ser dimensionado de forma que os limites térmicos não sejam ultrapassados durante o seu funcionamento. A simulação da transferência de calor permite a determinação das dimensões geométricas mínimas aceitáveis para cada tipo de SNF. Dado o aparente interesse do governo brasileiro em combustíveis nucleares reprocessados, foi simulado o comportamento térmico de dois combustíveis reprocessados para a usina nuclear de Angra 2, um Óxido Misto (MOX) e um combustível reprocessado enriquecido com tório. O combustível MOX pode ser descartado em um repositório após 50 anos de sua remoção do reator. O combustível irradiado contendo tório, entretanto, não pode ser descartado em um repositório nas mesmas condições, uma vez que a temperatura máxima de segurança seria excedida. O dimensionamento do repositório para o SFN é uma informação importante para o processo de seleção de áreas com potencial para abrigar um repositório geológico. Com a aplicação de um método baseado em sistemas de informações geográficas e análise multicritério para seleção de área para construção de repositório do SNF, foram selecionados sítios de interesse para futuros estudos. Os locais candidatos têm áreas maiores do que as áreas mínimas estimadas como necessárias pela simulação de transferência de calor. Como tanto o ciclo do combustível nuclear quanto o número total de usinas nucleares a serem construídas neste século permanecem indefinidos, não há estimativa de custos do back-end no Brasil. Para estimar os custos associados a esta fase do ciclo de vida do combustível nuclear, foram criados cenários estratégicos. Esses cenários, juntamente com os possíveis ciclos de combustível, foram modelados na ferramenta de planejamento de energia MESSAGE para estimar a quantidade de SNF gerada. Usando métodos estocásticos, o custo total mais provável foi calculado. Os valores estão na faixa entre US $ 12,84 bilhões e US $ 83,71 bilhões dependendo do cenário. Com esses valores, estimou-se que o valor de venda de energia deveria ser entre 40% e 60% maior que o atual cobrado para financiar as atividades de descarte do SNF.

CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Hydrogen (H2) is a substance with a wide range of important applications like NH3 production. H2 can be obtained according to different processes, including the Na-O-H (sodium-oxygen-hydrogen) thermochemical cycle that breaks water through cyclic chemical reactions sustained by a heat source at specified temperature levels. In this context, GEN-IV (Generation IV) nuclear reactors are suitable energy options for these kind of processes because they are designed to provide electricity together with high temperature applications. At the same time, water could be get by means of MED (Multi-Effect Distillation), a desalination method that harvest waste heat from thermal systems to get fresh water from saline one. Then, H2 production from Na-O-H cycle through the heat supplied by GEN-IV reactors coupled to a MED unit enables the trigeneration of electricity, H2 and H2O, three important goods for society. Therefore, the first main aim of this thesis is to evaluate the thermal performance of this trigeneration process, a new one, considering three 1000 MWth GEN-IV technologies as the heat sources for both Na-O-H cycle plus a MED installation. This goal is developed by implementing mass, energy, entropy and exergy balances in the Engineering Equation Solver (EES) software to determine the amount of H2, electricity and desalinated H2O acquired. Consonant with preliminary results, this trigeneration process has potential to produce around 5 kg/s of H2, 400 MWe and 800 kg/s of H2O. These are theoretical and maximized values in function of all simplifications considered in the research. In the second main aim is investigated if there are other variations (b, c, d and e) of the Na-O-H cycle that have higher thermal performance when compared to its classic form, variation (a), evaluated in the first maim objective. According to the results, variation (e) has energy efficiency around 77% while variation (a) has energy efficiency near 52%. In the third main aim is established the thermodynamic limits (the minimum requirements of enthalpy change and other thermodynamic parameters) for thermochemical water splitting cycles starting from systems similar to the Na-O-H cycle. The results showed that all thermochemical cycles must have enthalpy change superior to 283.83 kJ to produce 1 mol of H2 gas. As it is being demonstrated in this study, it is possible to conclude that the trigeneration process of H2, water and electricity has potential to attempt the demand for such goods through more research and development of the systems analyzed. O hidrogênio (H2) é uma substância com uma ampla gama de aplicações. Ele pode ser obtido de acordo com diferentes processos, incluindo o ciclo termoquímico Na-O-H (sódio-oxigênio-hidrogênio) que quebra moléculas de água por meio de reações químicas cíclicas sustentadas por uma fonte de calor. Nesse contexto, os reatores nucleares de quarta geração (GEN-IV) são opções energéticas adequadas para atender a esse tipo de processos, pois são projetados para fornecer eletricidade em conjunto com aplicações que demandam altas temperaturas. Ao mesmo tempo, água potável poderia ser obtida por meio do processo de dessalinização MED (Multi-Effect Distillation) que reutiliza o calor residual de sistemas térmicos. Ainda, a produção de H2 a partir do ciclo Na-O-H através do calor fornecido por reatores GEN-IV acoplados a uma unidade MED possibilita a trigeração de eletricidade, H2 e H2O, três importantes insumos para a sociedade. Então, o primeiro objetivo principal desta tese é avaliar o desempenho térmico de um novo processo de trigeração, considerando três tecnologias GEN-IV de 1000 MW como fontes de calor para o ciclo Na-O-H e instalação MED. Este objetivo é desenvolvido através da implementação de balanços de massa, energia, entropia e exergia no software Engineering Equation Solver (EES) para determinar a quantidade desses três insumos. De acordo com os resultados, o processo avaliado tem potencial para produzir cerca de 5 kg/s de H2, 400 MW de eletricidade e 800 kg/s de água. Tais valores obtidos são teóricos e maximizados em função de todas as simplificações consideradas na pesquisa. No segundo objetivo principal é investigado se existem outras variações (b, c, d ou e) do ciclo Na-O-H que apresentam desempenho térmico superior à forma clássica desse sistema, variação (a), avaliada no primeiro objetivo. Os resultados indicaram que a variação (e) apresenta eficiência energética de aproximadamente 77% enquanto a variação (a) apresenta eficiência próxima de 52%. No terceiro objetivo principal são estabelecidos os limites termodinâmicos para ciclos termoquímicos partir de sistemas semelhantes ao Na-O-H. Os resultados mostraram que todos os ciclos termoquímicos devem ter variação de entalpia superior a 283,83 kJ para produzir 1 mol de H2. Finalmente, concluiu-se que o processo de trigeração de H2, água e eletricidade avaliado no trabalho tem potencial para atender a demanda por tais insumos pelo desenvolvimento futuro dos sistemas analisados.

CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Neste trabalho foi avaliada a viabilidade neutrônica do uso de um combustível reprocessado diluído em tório em sistemas do tipo PWR já existentes. Utilizando o pacote de códigos nucleares SCALE 6.0, a análise foi realizada com base em parâmetros neutrônicos, como o fator de multiplicação neutrônico, coeficientes de reatividade de temperatura e fração de nêutrons atrasados, e na distribuição isotópica ao longo de um ciclo de queima. Primeiramente, modelou-se o núcleo padrão de um PWR baseado no FSAR de Angra 2 e obteve-se o fator de multiplicação infinito que serviu de parâmetro principal durante a análise do núcleo. O combustível reprocessado utilizando a técnica UREX+ foi diluído em tório a diversas concentrações e inserido no núcleo padrão, substituindo o combustível UO2. Após a análise em estado estacionário usando o código KENO-VI, foram feitos os cálculos de queima com o ORIGEN-S, ambos parte do pacote do SCALE 6.0. Inicialmente foi avaliado o núcleo e posteriormente os elementos combustíveis. Nesta etapa, também utilizou-se o código NEWT para o transporte neutrônico, a fim de se obter parâmetros físicos para geração de seções de choques homogeneizadas. Também foram feitas análises de supercélulas ao se inserir o combustível proposto. Na parte final do trabalho, o núcleo foi remodelado com a retirada das varetas de IFBA. Os resultados mostram que o uso do combustível proposto reduz o coeficiente de reatividade negativo de temperatura, além da fração de nêutrons atrasados. A observância desses parâmetros fundamentais de segurança sugere que os dispositivos de controle usados em PWR padrões devem ser reavaliados. Verifica-se também que a introdução do combustível reprocessado diluído em tório introduz algumas vantagens, tais como a possibilidade de extensão da queima e a não necessidade de utilização de veneno queimável. Ressalta-se também que a técnica de reprocessamento selecionada, conforma com os tratados de não-proliferação e reduz os resíduos decorrentes de um ciclo aberto do combustível. Este trabalho, parte de um projeto mais amplo que visa avaliar a viabilidade do uso de tório em sistemas do tipo PWR já existentes, introduz novos enfoques nessa área, ao estudar o combustível reprocessado diluído em tório. Em todos os casos estudados com o NEWT foram geradas seções de choque homogeneizadas para subsequente utilização em códigos nodais, i.e., PARCS, para serem posteriormente usadas em uma análise acoplando a neutrônica e a termohidráulica, i.e., PARCS-RELAP. In this work, the neutronic feasibility of using a reprocessed fuel spiked in thorium in existing PWR was evaluated. Using the SCALE 6.0 nuclear code package, the analysis was performed based on neutronic parameters such as the neutronic multiplication factor, reactivity coefficients of temperature and delayed neutron fraction, and the isotopic composition over a burnup cycle. First, a standard PWR was modelled based on the FSAR of Angra 2. The infinite multiplication factor was obtained, which is the main parameter during the analysis of the core. The reprocessed fuel obtained using the UREX+ technique was spiked in thorium with several concentrations and inserted into the standard core, replacing the UO2 fuel. After the criticality analyses using the KENO-VI code were carried out, burnup calculations were performed by ORIGEN-S, both part of the SCALE 6.0 package. Initially, the core as a whole was evaluated, followed by the fuel elements evaluation. In this latter step, NEWT code was also used for neutron transport in order to obtain physical parameters for generating homogenized cross-sections. Afterwards, supercell analyses were performed using the proposed fuel. In the final part of the work, the core was remodelled with the removal of the IFBA rods. The results show that the use of the proposed fuel reduces the negative temperature reactivity coefficient, as well as the delayed neutron fraction when compared to the standard UO2 fuel. Acknowledgement of these fundamental safety parameters indicates that the safety control systems that are applied in standard PWR need to be revaluated. It is also verified that the introduction of reprocessed fuel spiked in thorium introduces some advantages, such as the possibility of extending the burnup and removal of the burnable poison. Furthermore, the selected reprocessing technique UREX+ complies with non-proliferation treaties and reduces waste resulting from an open fuel cycle. This work, part of a larger project that aims to assess the feasibility of the use of thorium in existing PWR, introduces new approaches in this area by studying the introduction of reprocessed fuel spiked in thorium. In all calculations performed using NEWT, homogenised cross-sections were generated for subsequent use in nodal codes, such as PARCS, followed by a neutronic/thermal-hydraulic coupling analysis, i.e., PARCS/RELAP.

CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior O objetivo deste trabalho é avaliar a viabilidade de substituição do revestimento atual, Zircaloy-4, por materiais considerados, Accident Tolerant Fuels (ATFs), em particular as ligas a base de FeCrAl. A princípio foram caracterizados compósitos de carbeto de silício e ligas metálicas a base de ferro, cromo e alumínio. Posteriormente foram comparadas quatro diferentes ligas a base de ferro com diferentes teores de cromo e alumínio além de acréscimos de outros elementos em menores teores. A comparação foi feita considerando a densidade, expansão térmica, condutividade térmica e calor específico. Essas mesmas características foram utilizadas para estabelecer um comparativo entre as ligas de FeCrAl e o Zircaloy-4. Também foi feita uma análise comparativa entre os mesmos considerando o comportamento térmico dos materiais. Para tanto foram utilizados dados obtidos por meio de simulações utilizando o código RELAP5-3D no qual foi utilizada a nodalização baseada nos dados do FSAR de ANGRA II e as propriedades térmicas obtidas neste trabalho. As simulações foram feitas no estado estacionário e no estado transitório Loss of Flow Accident - LOFA. As propriedades físico-químicas foram utilizadas para interpretar o comportamento térmico. As ligas a base de FeCrAl apresentaram comportamento físico-químico e térmico semelhantes e em certas propriedades apresentaram vantagens em relação ao Zircaloy-4. Foi possível concluir que mesmo em baixos teores, a adição de outros elementos causa mudanças nas propriedades térmicas do material. Por meio do estudo executado foi possível avaliar a viabilidade de acordo com as características das quatro ligas a base de FeCrAl estudadas para a substituição do Zircaloy-4; as ligas propostas foram consideradas promissoras enquanto substitutas do revestimento atual. In order to increase safety for energy production in nuclear power reactors of the LWR type, new claddings, more efficient than the current one in terms of resistance to oxidation and chemical stability, are studied. In order to gather materials with these characteristics, the class of Accident Tolerant Fuel - ATF was created. The proposals are to replace the cladding or fuel pellet. The objective of this work is to evaluate the feasibility of replacing the current cladding, Zircaloy-4, with materials considered ATFs. Initially, composites of silicon carbide and metallic alloys based on iron, chromium and aluminum were characterized. Subsequently, 4 different iron-based alloys with different levels of chromium and aluminum were compared, as well as additions of other elements in lower levels. The comparison was made considering density, thermal expansion, thermal conductivity and specific heat. These same characteristics were used to establish a comparison between FeCrAl and Zircaloy-4 alloys. A comparative analysis was also carried out between FeCrAl and Zircaloy-4 alloys considering the thermal behavior of the materials. For this purpose, data obtained through simulations using the RELAP5-3D code were used, in which nodalization based on ANGRA II FSAR. The simulations were carried in steady state and in transient state of the Loss of Flow Accident - LOFA to evaluate the thermal behavior of the cladding and the fuel pellet. The physical-chemical properties were used to interpret the thermal behavior. The FeCrAl alloys presented similar results. Furthermore, it was possible to conclude that even at low levels the addition of other elements causes changes in the thermal properties of the material, in the case of FeCrAl alloys, compositions that also contained molybdenum, silicon and yttrium were studied. Through the study was possible to evaluate the viability for replace Zircaloy-4 by any of the 4 alloys proposed in the work because there are notable similarities in the behavior of the materials, the alloys presented promising results to replace the traditional material.

CNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Outra Agência Neste estudo foram realizadas análises do comportamento neutrônico de materiais desenvolvidos como revestimeto de reatores da Geração IV, mas que possuem tecnologia para serem aplicados em reatores PWR em operação. Foram escolhidas as ligas de zircônio avançadas, ZIRLO e OPT ZIRLO, o material cerâmico carbeto de silício reforçado com fibras de Hi-Nicalon tipo S (SiC HNS) e uma liga metálica de FeCrAl. Estes materiais foram analisados no estado estacionário e durante a evolução do combustível. Para validar a metodologia empregada, foi modelado e simulado um elemento combustível correspondente a um PWR 17x17 enriquecido a 4%. Com o objetivo de ampliar os estudos neutrônicos do DEN-UFMG, foi utilizado para as simulações o código SERPENT Monte Carlo. Após a validação, o revestimento convencional foi substituído pelos materiais propostos neste estudo, e avaliou-se os fatores de multiplicação infinito, os coeficientes de reatividade de temperatura do combustível e do moderador, a razão entre os fluxos térmico e total por material e as taxas de reação em cada um dos revestimentos ao longo da queima. Também foram avaliados os impactos dos elementos de controle de reatividade, por meio da utilização de varetas de veneno queimável com o uso dos revestimentos Zircaloy, ZIRLO, OPT ZIRLO, SiC HNS e liga de ferro-cromo-alumínio. Ao fim desta etapa, verificou-se que o revestimento de FeCrAl não apresentava resultados satisfatórios quando comparado aos demais materiais. Assim, o estudo foi estendido à liga de FeCrAl que sofreu variações na espessura e variações no enriquecimento do combustível. Todos os resultados obtidos foram comparados aos do Zircaloy e verificou-se que há a possibilidade de substituir o revestimento convencional pelo SiC HNS e pela liga metálica de ferro-cromo-alumínio com redução na espessura em conjunto com combustíveis mais enriquecidos. The present work reports an analysis of neutronics behavior on cladding materials developed for Generation IV reactors with reliable application on commercial PWRs under operation. The advanced zirconium alloys, ZIRLO e OPT ZIRLO and the ceramic cladding silicon carbide (SiC) reinforced with Hi-Nicalon type S (SiC HNS) and FeCrAl alloy were chosen. A benchmark fuel element 17x17 with 4% fuel enrichment problem was used as reference case in order to validate the model analysis at steady-state and during burnup. In order to expand the neutronic studies of DEN-UFMG, the SERPENT Monte Carlo code was used for simulations. Of first order, the replacement has been made of the standard fuel cladding by different cladding materials comprised on this work. The infinite multiplication factor, fuel temperature coefficient of reactivity and moderator temperature coefficient of reactivity, thermal-to-total flux ratio and reaction rates neutronic parameters were evaluated during fuel depletion. The impacts of the reactivity control elements were also evaluated, through the use of burnable poison rods using the Zircaloy, ZIRLO, OPT ZIRLO, SiC HNS and iron-chrome-aluminum alloy claddings. At the end of this step, it was found that the FeCrAl cladding did not present satisfactory results when compared to other materials. For the next step, The ECB with FeCrAl alloy experienced changes in cladding thickness and fuel enrichment. All results compared with Zircaloy cladding shown that ones can replace the conventional cladding with at least two of the materials studied keeping the neutronic parameters advantages, the ceramic material SiC HNS and the iron-chrome-aluminum alloy with reduced thickness and increased fuel enrichment.

FAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais A spent fuel pool (SFP) of a typical Pressurized Water Reactor (PWR) was evaluated considering six types of fuels: standard PWR fuel, MOX, (Th-U)O2-16%, (Th-U)O2-19.5%, (TRU-Th)O2 and (TRU-U)O2 fuels. The following benchmarks: MOX and UO2 Phase IV-B Burn-up Credit Criticality Benchmark as well as Thorium Pin Cell Burnup Benchmark were validated using SCALE 6.0 code with KENO-VI transport code in the CSAS6 sequence. Then, the dimensions of the modeled fuel assembly from the benchmark were used to evaluate burnup and depletion studies. The six fuel assemblies were submitted to a burnup of 16 GWd/teHM with three operating cycles consisting of 420 days full power over 3.61 years. Considering the core refueling configuration, a supercell model was adopted to validate the MOX and UO2 fuels benchmark. The assemblies and supercells were irradiated in a PWR core and after irradiation, the fuel assemblies and supercells were inserted in the pool. Three different geometric arrangements considering the core refueling configuration for assemblies were designed into the pool. It was required to find the minimum pitch distance that would optimize the assemblies’ disposition in the SFP keeping the system under the upper criticality limit. Based on the criticality analyses, radioactivity, decay heat as well as inhalation and ingestion radiotoxicity were also studied over 50 years in the pool. After that, the delayed neutron fraction for each assembly and supercell were compared using the NEWT code. The kinf evolution and the delayed neutron fraction (DNF) for all fuels’ assemblies and supercells were evaluated during the burnup and compared with the standard UO2. It was shown that in no case the pool needed to be resized. The results also show that the DNF of the assemblies using reprocessed fuel is smaller than the standard fuel, which is due to the 239Pu presence and the 233U production, which contribute to the low values obtained for delayed fission neutron fraction. These lower values of DNF suggest that reactors fueled with (TRU-Th)O2 or (TRU-U)O2 assemblies are harder to control. In contrast, the use of UO2-supercells in combination with other types of fuels can provide the burnup extension especially when transuranic fuels are used. Uma piscina de combustível irradiado (SFP) de um reator de água pressurizada (PWR) foi avaliada considerando seis tipos de combustíveis: combustível padrão PWR, MOX, (Th-U)O2-16%, (ThU)O2-19,5%, (TRU-Th)O2 e (TRU-U)O2. Os seguintes benchmarks: Phase IV-B Burn-up Credit Criticality benchmark bem como o Thorium Pin Cell Burnup Benchmark foram validados usando o código SCALE 6.0 com código de transporte KENO-VI na sequência CSAS6. Em seguida, as dimensões do elemento combustível do benchmark foram usadas para avaliar os estudos de queima e evolução do combustível. Os seis elementos combustíveis foram submetidos a uma queima de 16 GWd/teHM com três ciclos de operação consistindo em 420 dias com potência total durante 3,61 anos. Considerando a configuração de recarga do núcleo, adotou-se um modelo de supercélula para validar o MOX e UO2 benchmark. As supercélulas também foram irradiadas em um núcleo PWR e após a irradiação, foram inseridas na piscina de combustível irradiado. Três diferentes arranjos geométricos que levam em consideração a configuração de recarga para os elementos combustíveis foram projetados dentro da piscina. Foi necessário encontrar a distância mínima (pitch) que otimizaria a disposição dos elementos na piscina, mantendo o sistema sob o limite superior de criticalidade. Com base nas análises de criticalidade, a radioatividade, o calor de decaimento, bem como a radiotoxicidade por inalação e por ingestão também foram estudados ao longo de 50 anos dentro da piscina. Depois disso, a fração de nêutrons atrasados de cada elemento combustível e supercélula foi estudada usando o código NEWT e comparada com o combustível padrão UO2. Foi demonstrado que, em nenhum caso, a piscina precisaria ser redimensionada. Os resultados mostram ainda que a fração de nêutrons atrasados (DNF) dos elementos combustíveis que usam material reprocessado é menor que o combustível padrão, o que se deve à presença de 239Pu e à produção de 233U, contribuindo para os baixos valores obtidos para a fração de nêutrons atrasados. Esses valores mais baixos de DNF sugerem que os reatores que utilizam elementos combustíveis de (TRU-Th)O2 ou (TRU-U)O2 são mais difíceis de serem controlados. Em contraste, o uso das supercélulas de UO2 juntamente com outros tipos de combustíveis favorece a extensão da queima, principalmente quando combustíveis transurânicos são utilizados, viabilizando assim o uso dos mesmos no núcleo do PWR.

CAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior Several different nuclear codes have been used to perform depletion and criticality calculations, already widespread among worldwide researchers. The neutron transport and depletion codes have their particularities such as the number of energy groups and multigroup cross section data included for each code. Therefore, this work aims to validate the model and cross sections data generated at DEN/UFMG using NJOY99 system and adopting a thorium fuel pin benchmark performed by MIT, INEEL and Czech Technical University, and using different computational nuclear codes. The validation consists in comparing results from codes and reference using benchmark methodology in criticality and depletion situations. To perform criticality at steady state and depletion calculations are used MCNPX, MCNP5, Serpent, SCALE6.0 system, and Monteburns. Besides that, an extension of the benchmark calculations is performed and nuclear reactor safety parameters are calculated for developed model. In this work are evaluated quantities such as the effective delayed neutron fraction, fuel temperatures coefficients and production and consumption rates for each code considering fresh fuel and depletion situations. It is achieved effective delayed neutron fractions that decreased responding to changes in fuel composition and k∞ that began simulation with lower differences than the ones obtained at burnup end, both results are a reflection of production and consumption rates considered by each code. Thus, the determining factor for the simulations is the ENDL used implicitly to depletion calculations. Besides that, conclusions are made about fuel temperature coefficient calculation and Serpent Doppler broadening preprocessor routine related to cross section data usage. The conclusions are presented in each chapter separately and accompanying their respective results. To sum up, the last chapter presents future perspectives discussions and overall conclusions and discussions from the obtained results. A utilização de diversos códigos nucleares para realização de cálculos de criticalidade, evolução do combustível e simulações de condições reais de trabalho já é um recurso difundido entre os pesquisadores de todo o mundo. Cada código nuclear, seja de transporte neutrônico ou para análise de evolução do combustível, tem suas características específicas. Assim sendo, esse trabalho tem como objetivo validar o modelo desenvolvido e os dados de seções de choque em diferentes temperaturas de trabalho gerados pelo Departamento de Engenharia Nuclear - DEN da Universidade Federal de Minas Gerais – UFMG usando o sistema de códigos NJOY99 e adotando um benchmark de vareta combustível abastecido com combustível baseado em tório realizado pelo MIT, INEEL e Czech Technical University usando diferentes códigos nucleares. A verificação consiste em comparar os resultados entre os códigos, usando a mesma metodologia do benchmark. Para realizar a validação, foram feitos cálculos de criticalidade e de evolução do combustível, utilizando os códigos MCNPX, MCNP5, Serpent, o sistema SCALE6.0 e Monteburns. Outrossim, uma extensão dos cálculos apresentados pelo benchmark é realizada e parâmetros de segurança de reatores nucleares são calculados para o modelo desenvolvido. Neste trabalho foram avaliados também, a fração de nêutrons atrasados efetiva, o coeficiente de temperatura do combustível e as taxas de produção e transmutação para cada código considerando situações de combustível fresco e queimado. Foram obtidas frações de nêutrons atrasados efetivas que decresciam de valor respondendo a variação da composição do combustível e k∞ que iniciam a simulação com valores muito próximos e tem sua diferença aumentada ao longo da queima, ambos resultados são reflexos das taxas de produção e transmutação consideradas por cada código. Com isso, a ENDL utilizada implicitamente para os cálculos de queima mostra-se o fator determinante para as simulações mostra a influência. Ainda, conclusõessão feitas sobre o procedimento de cálculo dos coeficientes de temperatura do combustível e também sobre a rotina de préprocessamento de alargamento Doppler do código Serpent. As conclusões são trazidas separadamente em cada capítulo, e o capítulo final apresenta discussões e conclusões que foram obtidas ao longo de todo o trabalho, além do apresentar ideias de trabalhos e perspectivas futuras relacionadas ao escopo deste trabalho.

O Sistema Híbrido Fusão-Fissão baseado no Tokamak vem sendo estudado com o propósito de transmutação de transurânicos, os quais possuem uma longa meia-vida e alta radiotoxicidade. O sistema constitui-se de um reator de fusão nuclear acoplado a um cobertor de fissão subcrítico denominado camada transmutadora. Estudos preliminares indicaram o melhor posicionamento para a camada transmutadora considerando espectro endurecido e alto fluxo de nêutrons. Nos estudos anteriores, o refrigerante utilizado para a camada transmutadora foi a liga de lítio-chumbo enriquecida em lítio-6 a 20%, que além de refrigerar é responsável pela geração de trítio, necessário para suprir as reações de fusão nuclear. Neste trabalho, partindo do modelo preliminarmente desenvolvido, e com o objetivo de aumentar a eficiência na transmutação de transurânicos através de reações de fissão nuclear, diferentes refrigerantes foram considerados para a camada transmutadora. Foram analisados metais líquidos usados como refrigerantes para reatores rápidos, tais como chumbo, sódio, e ligas de sódio-potássio, chumbo-bismuto, magnésio-chumbo e logicamente a liga de lítio-chumbo com o viés de comparação. Avaliando os parâmetros neutrônicos, tais como o fator de multiplicação efetivo e o fluxo de nêutrons, e a capacidade de transmutação de transurânicos, a liga eutética de chumbo-bismuto apresentou o melhor comportamento considerando a transmutação de transurânicos. Entretanto, o uso do refrigerante chumbo-bismuto diminui as taxas de reação para a produção de trítio devido à falta de lítio no sistema, prejudicando o fornecimento de trítio necessário para as reações de fusão. Portanto, foi avaliada a inserção de uma camada produtora de trítio para diferentes materiais produtores em distintos posicionamentos no sistema com o novo refrigerante escolhido tendo como finalidade uma maior produção de trítio. A avaliação consiste em encontrar o melhor posicionamento e o melhor material a ser usado na camada produtora de trítio sem afetar de maneira significativa a transmutação de transurânicos. Foram analisadas as probabilidades de produção e o fluxo de nêutrons na camada produtora e a capacidade de transmutação para cada posicionamento da camada e produtor utilizado. Baseado nos resultados obtidos, a camada produtora de trítio foi posicionada antes da camada transmutadora, sendo composta por lítio enriquecido em lítio-6 a 20%. iv Todas as análises foram realizadas utilizando o código MONTEBURNS que executa de forma conectada os códigos MCNP e ORIGEN. Os dados neutrônicos foram obtidos pelo código MCNP e os dados de queima e variação da composição do combustível foram obtidos pelo ORIGEN. The Fusion-Fission Hybrid System based on Tokamak has been studied with the transmutation purpose of transuranic nuclides, which have long half-life and high radiotoxicity. The system consists in a nuclear fusion reactor coupled to a subcritical fission blanket - called transmutation layer. Previous studies indicated the best location to place the transmutation layer, which should have a harden neutron spectrum allowing to increase the probability of fission reactions over the transuranic nuclides. The material used for cooling the transmutation layer in the system was a lithium-lead alloy, which has 20% lithium-6 enrichment on its composition for tritium generation purpose, element necessary to supply the nuclear fusion reactions. Based on the previous studies, this work analyzed the use of different coolant materials for the transmutation layer in the hybrid system with the purpose to increase the capacity in the transuranic transmutation through fission reactions. Liquid metals are proposed to be used as coolant materials for fast reactors. The analyzed material for cooling the transmutation layer was lead, sodium, and sodium-potassium, lead-bismuth, leadmagnesium and, of course, lithium-lead alloys for comparison purpose. It was evaluated neutronic parameters, such as the effective multiplication factor, neutron flux, and nuclide composition after a fuel burnup. Among them, the lead-bismuth eutectic alloy presented the highest transmutation values. It was analyzed the reaction rates for tritium production, as well as, the neutron flux and nuclide composition for each breeder location and material. However, the use of the lead-bismuth as coolant decreases the reaction rates for tritium production due to the lack of lithium in the system, decreasing the tritium amount required to supply the fusion reactions. Therefore, it was evaluated the insertion of a tritium breeder layer at distinct locations in the system for different breeder materials with the purpose to achieve high tritium production in the system using the chosen coolant. In addition, the evaluation consists in finding the best location to place the tritium breeder layer and also the most suitable material to be used as a tritium breeder in the layer that produces a significant amount of tritium without significantly affecting transuranic transmutation. Based on the results obtained, the tritium breeder layer was placed before the transmutation layer and was composed by lithium with 20% lithium-6 enrichment on its composition. vi All analyzes were performed using the MONTEBURNS code, which links the MCNP and ORIGEN codes. The neutronic parameters were obtained from the MCNP code and the fuel burnup data, which includes the buildup, decay and processing of radioactive materials were obtained from ORIGEN

O crescimento da demanda de energia, sobretudo no setor elétrico, as políticas internacionais para mitigação dos efeitos das mudanças climáticas e a tendência mundial de descarbonização da economia colocam a energia nuclear como uma importante opção para o mix energético dos países. Sua importância como energia de base, trazendo segurança e confiabilidade ao setor energético fazem necessários estudos que avaliem projeções de crescimento e seus impactos. A energia nuclear foi responsável por 2,5% da oferta de eletricidade no país, em 2017. O Brasil, com uma das maiores reservas mundiais de urânio, também possui domínio do ciclo do combustível nuclear, apesar de não ter capacidade instalada para suprir toda a demanda das usinas. No âmbito nacional, discute-se a busca pela independência do setor de energia nuclear. Assim, este trabalho tem como objetivo avaliar cenários com projeções da expansão nacional da energia nuclear. Nesse contexto, revisamse algumas externalidades na energia nuclear e avalia por meio da ferramenta de modelagem MESSAGE, o histórico de geração e outros cinco cenários operando em ciclo aberto e ciclo fechado do combustível nuclear. Ambos os ciclos do combustível são comparados e os resultados mensuram as emissões de gases de efeito estufa, a utilização dos recursos das reservas nacionais, as capacidades necessárias durante as etapas do ciclo do combustível para a independência do setor, os rejeitos gerados a serem gerenciados e os aspectos econômicos, como despesas do ciclo do combustível e custos de operação e manutenção das usinas. Conclui-se, principalmente, que nos cenários de menor expansão da geração nuclear, a pequena participação na matriz elétrica requer definições estratégicas que garantam a confiabilidade e segurança do sistema. Além disso, os cenários operando em ciclo fechado possuem menores requisitos durante o ciclo do combustível, bem como menores emissões de GEE e menos rejeitos a serem gerenciados apesar do pequeno incremento do custo da eletricidade. The growth of energy demand, especially in the electric sector, international policies to mitigate the effects of climate change and the worldwide trend of decarbonisation of the economy put nuclear energy as an important option for the energy mix of the countries. Its importance, as a base energy, bringing safety and reliability to the energy sector, requires studies to evaluate growth projections and their impacts. Nuclear power accounted for 2.5 percent of Brazil's electricity supply in 2017. Brazil, with one of the world's largest reserves of uranium, also dominates the nuclear fuel cycle, although it does not have the installed capacity to supply all demand of its nuclear power plants. At the national level, the search for independence of the nuclear energy sector is discussed. Thus this work aims to evaluate scenarios with projections of the national expansion of nuclear energy. In this context, this paper reviews some externalities in nuclear energy and evaluates, through the MESSAGE modeling tool, the generation history and other five scenarios operating in nuclear open fuel cycle and closed fuel cycle. Both fuel cycles are compared and results measure greenhouse gas emissions, the utilization of national reserve resources, the capacities required during the fuel cycle stages for the independence of the sector, the waste generated to be managed and the economic aspects, such as fuel cycle expenses and plant operation and maintenance costs. Mainly, it is concluded that in the scenarios of less expansion of nuclear generation, the small participation in the electrical matrix requires strategic definitions that guarantee the reliability and safety of the system. Also, scenarios operating in closed cycle have lower requirements during the fuel cycle, as well as lower GHG emissions and less waste to be managed despite the small increase in the cost of electricity.

A energia nuclear é essencial para o suprimento da demanda energética global. Por isso, com o intuito de utilizar o combustível nuclear de forma mais eficaz, pesquisas em tecnologia de reatores nucleares mais eficientes se intensificaram, tais como os sistemas híbridos compostos por aceleradores de partículas acoplados a reatores nucleares. Com a finalidade de agregar conhecimento a tais estudos, neste trabalho, um projeto de reator inovador foi considerado onde utilizou-se o código de análise termo-hidráulica RELAP5-3D para fazer uma análise térmica do núcleo, seja em operação estacionária, seja em situações transitórias. A adição de novos fluidos refrigerantes tais como sais líquidos, entre eles o Flibe, chumbo, chumbo-bismuto, sódio, lítio-bismuto e lítio-chumbo foi um avanço importante nessa versão do código, possibilitando a simulação térmica de reatores que utilizam estes tipos de refrigerantes. O reator objeto de estudo, trata-se de um reator inovador, por poder operar associado a um Accelerator Driven System (ADS) considerado um sistema antecessor da próxima geração de reatores nucleares (GEN IV). O reator selecionado para estudo foi o MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for Hightech Applications) devido à disponibilidade de dados para realizar a simulação. Na modelagem do reator com o código RELAP5-3D, o núcleo foi simulado utilizando nodalizações com 1, 7, 15 e 51 canais termo-hidráulicos e chumbo-bismuto eutético (LBE) como refrigerante. Os parâmetros tais como pressão, vazão e temperatura do refrigerante e estrutura de calor foram analisados. Além disso, foi avaliado o comportamento térmico do núcleo variando o tipo de refrigerante (sódio) em substituição ao LBE do projeto original utilizando a modelagem com 7 canais termo-hidráulicos. Os resultados dos cálculos em estado estacionário foram comparados com dados da literatura e os modelos propostos foram verificados certificando a capacidade do código RELAP5-3D em simular esse reator inovador. Feito isso, foram analisados casos de transitórios com perda de vazão de refrigerante (LBE). As análises utilizando o sódio como refrigerante demonstraram sua alta capacidade em retirar o calor do núcleo conforme os resultados apresentados Nuclear power is essential to supply global energy demand. Therefore, in order to use nuclear fuel more efficiently, more efficient nuclear reactors technologies researches have been intensified, such as hybrid systems, composed of particle accelerators coupled into nuclear reactors. In order to add knowledge to such studies, an innovative reactor design was considered where the RELAP5-3D thermal-hydraulic analysis code was used to perform a thermal analysis of the core, either in stationary operation or in situations transitory. The addition of new kind of coolants, such as, liquid salts, among them Flibe, lead, lead-bismuth, sodium, lithiumbismuth and lithium-lead was an important advance in this version of the code, making possible to do the thermal simulation of reactors that use these types of coolants. The reactor, object of study in this work, is an innovative reactor, due to its ability to operate in association with an Accelerator Driven System (ADS), considered a predecessor system of the next generation of nuclear reactors (GEN IV). The reactor selected was the MYRRHA (Multi-purpose Hybrid Research Reactor for Hightech Applications) due to the availability of data to perform the simulation. In the modeling of the reactor with the code RELAP5-3D, the core was simulated using nodules with 1, 7, 15 and 51 thermohydraulic channels and eutectic lead-bismuth (LBE) as coolant. The parameters, such as, pressure, mass flow and coolant and heat structure temperature were analyzed. In addition, the thermal behavior of the core was evaluated by varying the type of coolant (sodium) in substitution for the LBE of the original design using the model with 7 thermohydraulic channels. The results of the steady-state calculations were compared with data from the literature and the proposed models were verified certifying the ability of the RELAP5-3D code to simulate this innovative reactor. After this step, it was analysed cases of transients with loss of coolant flow (LBE). Analyzes using sodium as a coolant also demonstrated its high ability to remove heat from the core as the results presented

Para avaliação da radiação natural de fundo foi selecionada uma área no norte do Estado do Amazonas. Trata-se do Granito Madeira, localizado dentro de uma mineradora NORM (Naturally Occurring Radioactive Materials) mineradora que extrai minérios com urânio etório naturais associados. O equipamento utilizado um detector cintilador de iodeto de sódio calibrado com uma fonte de Cs-137 e aferido com zirconita minério de zircônio com urânio e tório naturais associados. Devido a extensão do Granito Madeira (60 km2) e a dificuldade de acesso, pois trata-se de área coberta por floresta em quase sua totalidade, foram selecionadas 14 áreas representativas compreendendo: áreas de sondagem; áreas próximo a locais explorados no passado; áres sem ação antrópica. Os dados obtidos pelo detector cintilador foram classificados, georreferenciados e tratados com o uso dos softwares GARM (Geolocation Application for Radiation Monitoring) e QGis (Quantum Gis) com o objetivo de representar as taxas de equivalente de dose ambiental em mapas, tabelas e histogramas de frequência. Posteriormente, as taxas de dose foram utilizadas para a obtenção da dose anual realtiva à radiação gama no Granito Madeira. Estes dados foram representados em histogramas de frequência, tabelas e mapas com curvas de nível e de isodose pelo software Surfer. Os valores médios obtidos foram: 0,7+ 0,4 uSv.h-1, para a taxa de equivalente de dose ambiental; e 6,0 + 3,0 mSv para a dose anual relativa a radiação gama. Os resultados deste estudo foram comparados com o de outros autores e com o UNSCEAR, 2010 (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) onde verificou-se que a radioatividade natural de fundo do Granito Madeira é superior a média mundial, sendo superior mesmo a de outras áreas com material NORM. To evaluate the natural background radiation, an area was selected in the northern part of the State of Amazonas. It is the Granite Madeira, located inside a mining NORM (Naturally Occurring Radioactive Materials) mining company that extracts ores with natural uraniumand thorium. The equipment used was a sodium iodide scintillator calibrated with a source of Cs-137 and measured with zirconite zirconium ore with associated natural uranium and thorium. Due to the extension of the Granito Madeira (60 km2) and the difficulty of access,since it is an area covered by forest in almost totality, 14 representative areas were selected, comprising: survey areas; Areas close to sites explored in the past; Areas without anthropogenic action. The data obtained by the scintillator were classified, georeferenced and treated using the GARM (Geolocation Application for Radiation Monitoring) and QGis (Quantum Gis) softwares with the objective of representing the environmental dose equivalent rates in maps, tables and frequency histograms. Subsequently, dose rates were used to obtain the the annual dose relative to gamma radiation in Granito Madeira. These data wererepresented in frequency histograms, tables and maps with level curves and isodose by Surfer software. The mean values obtained were: 0.7 + 0.4 uSv.h-1, for the ambient dose equivalent rate; And 6.0 + 3.0 mSv for the annual dose relative to gamma radiation. The results of this study were compared with that of other authors and UNSCEAR, 2010 (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) where it was verified that the natural radioactivity of the bottom of the Madeira Granite is superior to the world average, being superior Even from other areas with NORM material.

Os reatores nucleares de tecnologia de quarta geração (GEN-IV) estão sendo projetados com características especiais, tais como segurança intrínseca, redução do inventário isotópico e utilização de combustível em ciclos resistentes à proliferação. A investigação e avaliação dos aspectos operacionais e de segurança dos reatores GEN-IV têm sido objeto de numerosos estudos pela comunidade internacional e também no Brasil. Em 2008, foi criado, no Brasil, o Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia de Reatores Nucleares Inovadores com foco nos estudos de projetos e sistemas de reatores de nova geração, que incluiu reatores GEN-IV e também conceitos avançados de PWR (Pressurized Water Reactor). O Departamento de Engenharia Nuclear da Universidade Federal de Minas Gerais (DEN-UFMG) é parceiro deste Instituto tendo iniciado estudos sobre os reatores GEN-IV no ano de 2007. Com a finalidade de agregar conhecimento a tais estudos, neste trabalho, três projetos de reatores avançados foram considerados para verificar a capacidade de simulação do código de análise termohidráulica RELAP5-3D para esses sistemas, seja em operação estacionária, seja em situações transitórias. A adição de novos fluidos de trabalho como a amônia, dióxido de carbono, hélio, hidrogênio, diversos tipos de sais líquidos, entre eles o Flibe, chumbo, lítio-bismuto, lítiochumbo, entre outros foi um avanço importante nessa versão do código, possibilitando a simulação de reatores GEN-IV. As modelagens dos respectivos núcleos de um HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), HTR-10 (High Temperature Test Module Reactor) e LS-VHTR (Liquid-Salt-Cooled Very-High-Temperature Reactor) foram desenvolvidas e verificadas em estado estacionário comparando os valores encontrados através dos cálculos com dados de referência de outras simulações, quando disponíveis. Os dois primeiros reatores citados utilizam gás hélio como refrigerante e o LS-VHTR utiliza uma mistura constituída de 66% de LiF e 34% de BeF2, o LiF-BeF2, também conhecido como Flibe. Todos os reatores estudados utilizam, como combustível, urânio enriquecido na forma de partícula TRISO (Tristructural-isotropic). Os três também utilizam grafite como moderador. Os resultados das análises térmicas obtidas, nesse trabalho, demonstraram a capacidade do código RELAP5-3D em reproduzir o comportamento dos reatores simulados. Dessa forma, esta tese agrega conhecimento às diversas pesquisas que vêm sendo realizadas sobre análise termofluidodinâmica desses novos sistemas, buscando modelagens capazes de reproduzir o comportamento térmico dos núcleos dos mesmos, principalmente, em casos de situação transitória ou de acidente, apresentando novos estudos, principalmente detalhando a transferência de calor através do combustível. Fourth Generation nuclear reactors (GEN-IV) are being designed with special features such as intrinsic safety, reduction of isotopic inventory and use of fuel in proliferation-resistant cycles. Therefore, the investigation and evaluation of operational and safety aspects of the GEN-IV reactors have been the subject of numerous studies by the international community and also in Brazil. In 2008, in Brazil, was created the National Institute of Science and Technology of Innovative Nuclear Reactors, focusing on studies of projects and systems of new generation reactors, which included GEN-IV reactors as well as advanced PWR (Pressurized Water Reactor) concepts. The Department of Nuclear Engineering of the Federal University of Minas Gerais (DEN-UFMG) is a partner of this Institute, having started studies on the GEN-IV reactors in the year 2007. Therefore, in order to add knowledge to these studies, in this work, three projects of advanced reactors were considered to verify the simulation capability of the thermo-hydraulic RELAP5-3D code for these systems, either in stationary operation or in transient situations. The addition of new working fluids such as ammonia, carbon dioxide, helium, hydrogen, various types of liquid salts, among them Flibe, lead, lithium-bismuth, lithium-lead, was a major breakthrough in this version of the code, allowing also the simulation of GEN-IV reactors. The modeling of the respective core of an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), HTR-10 (High Temperature Test Module Reactor) and LS-VHTR (Liquid-Salt-Cooled Very-High-Temperature Reactor) were developed and verified in steady state comparing the values found through the calculations with reference data from other simulations, when it is possible. The first two reactors use helium gas as coolant and the LS-VHTR uses a mixture of 66% LiF and 34% of BeF2, the LiF-BeF2, also know as Flibe. All the studied reactors use enriched uranium as fuel, in form of TRISO (Tristructural-isotropic) particles. They also use graphit as moderator. The results of the thermal analysis obtained in this work demonstrated the ability of the RELAP5-3D code to reproduce the behavior of the simulated core reactors. Thus, this study adds knowledge to the several researches that have been carried out on the thermal hydraulic analysis of these new systems, searching for models capable of reproducing their thermal behavior, especially in cases of transient situations or accident. This tesis present new studies, especially detailed investigation on the heat transfer across the fuel.

Neste estudo, o Carbeto de Silício reforçado com fibras de Hi-Nicalon tipo S (SiC HNS) (proposto), foi estudado como revestimento de combustível nuclear de um reator PWR, bem como os tubos guias. Os resultados foram comparados com o revestimento Zircaloy (convencional). Do ponto de vista neutrônico o SiC HNS foi analisado no estado estacionário e durante a evolução do combustível. Do ponto de vista térmico, ele foi avaliado quanto à sua transferência de calor no núcleo do reator e em um recipiente de resfriamento após a irradiação. Para validar a metodologia utilizada, um elemento combustível do benchmark (ECB) foi simulado. Em seguida, o revestimento convencional do combustível foi substituído pelo SiC HNS. Os resultados obtidos mostraram a necessidade de uma avaliação térmica, uma vez que, para os cálculos neutrônicos era necessário o uso de uma temperatura média de trabalho para cada material simulado. Para avaliar a temperatura média de operação do combustível, do revestimento e do moderador, utilizou-se o código RELAP5. Um modelo simplificado do núcleo do reator da usina de Angra II foi usado no estudo termo-hidráulico que simulou separadamente, o comportamento dos revestimentos (Zircaloy e SiC HNS). Com os resultados obtidos usando o RELAP5, os revestimentos do ECB foram avaliados sob o aspecto neutrônico. Então, foram consideradas as condições normais de operação, no estado estacionário à Begin Of Life, a Cold Zero Power e a Hot Full Power. Foram analisados e comparados os impactos das varetas de veneno queimável e das variações das temperaturas, nos valores dos fatores de multiplicação e coeficiente de reatividade de temperatura com o uso dos revestimentos, Zircaloy e SiC HNS. Assim, o estudo foi estendido e a mesma metodologia foi aplicada ao núcleo do reator de Angra II, onde foram avaliadas as variações nas composições de boro e veneno queimável, além da razão de conversão (C) durante a evolução do combustível. As análises neutrônicas foram feitas usando o sistema de código SCALE 6.0 (Standardized Computer Analysis for Licensing Evaluation). Finalmente, uma vareta de combustível do ECB após a sua queima total, foi analisada via código computacional ANSYS, em termos da transferência de calor, do combustível para os revestimentos, Zircaloy e SiC HNS, e dos revestimentos para a água de refrigeração após a irradiação. In this study, Silicon Carbide reinforced with Hi-Nicalon type S fibers (SiC HNS) (proposed), was simulated as a nuclear fuel cladding of a PWR reactor, as well as the guide tubes. The results were compared with the Zircaloy cladding (conventional). From the neutron point of view, the SiC HNS was analyzed in the steady state and during the evolution of the fuel. From a thermal point of view, it was evaluated for its heat transfer in the core of the reactor and in a cooling vessel after irradiation. To validate the methodology used, a benchmark fuel element (ECB) was simulated. Thereafter, the conventional cladding of the fuel was replaced by the SiC HNS. The results showed the need for a thermal evaluation, since, for the neutronic calculations, it was necessary to use a mean operation temperature for each simulated material. In order to evaluate the average temperature of operation of the fuel, the cladding and the moderator, the code RELAP5 was used. A simplified reactor core model of the Angra II plant was used in the thermo-hydraulic study that simulated separately the behavior of the coatings (Zircaloy and SiC HNS). Thus, the study was extended and the same methodology was applied to the reactor core of Angra II, where variations in boron and burnable poison compositions were evaluated, as well as the conversion ratio (C) during the evolution of the fuel. Neutronic analyzes were performed using the SCALE 6.0 system (Standardized Computer Analysis for Licensing Evaluation). Finally, an ECB fuel rod after its total burn was analyzed via ANSYS computational code in terms of heat transfer, fuel for the claddings, Zircaloy and SiC HNS, and the claddings for the cooling water after irradiation.

A geração de energia elétrica através do processo termonuclear tem contribuído de forma eficaz para o atendimento do crescente aumento da demanda energética. Segundo dados da IAEA (International Atomic Energy Agency), atualmente mais da metade dos reatores comerciais em funcionamento no mundo são do tipo PWR (Pressurized Water Reactor), os quais utilizam combustíveis na forma de pastilhas cilíndricas de óxido de urânio (UO2). Esta geometria tem sido mantida durante muitos anos; entretanto, vários estudos têm sido desenvolvidos utilizando combustíveis na forma anelar. Esse trabalho tem por objetivo avaliar a substituição das tradicionais varetas de um elemento combustível típico PWR de arranjo 16x16 por varetas anelares. Assim, simulações computacionais foram realizadas para calcular parâmetros neutrônicos dos ECAs (Elementos Combustível Anelares) e comparar com os resultados com ECP (Elemento Combustível Padrão típico PWR). Nesse contexto, o código MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle eXtended) foi utilizado para simular os ECAs de arranjos 13x13, 14x14 e 15x15 e o ECP típico de um PWR de arranjo 16x16. As dimensões externas do ECP e a razão VM/VF (Volume Moderador / Volume Combustível) foram mantidas iguais em todos os elementos combustíveis simulados. O enriquecimento do combustível foi de 3,2% no ECP 16, 3,8% no ECA 13 e 3,9% nos ECAs 14 e 15. Os diferentes valores de enriquecimento nas configurações anelares foram determinados visando obter o mesmo kinf do elemento combustível padrão. O fator de multiplicação infinito, fluxos neutrônico, fator de pico, distribuição de potências axiais e radiais foram calculados pelo MCNPX 2.6.0. Além disso, a evolução do combustível foi avaliada durante o ciclo de queima. Após todas simulações realizadas, ambos elementos combustíveis anelares ECA 14 (3,9%) e ECA 15 (3,9%), se mostraram propício a incorporação da geometria anelar na sua configuração. Parâmetros neutrônicos como distribuição de potência, fluxos, criticalidades e queima demonstram semelhantes comportamentos entre os ECAs e confirmam a equivalência dos resultados. A continuidade da pesquisa direciona-se as outras composições de combustíveis, enriquecimentos e análises termo-hidráulicas nas simulações do ECAs, objetivando adquirir parâmetros mais precisos para determinação da configuração de ECA a ser utilizado em possíveis substituições no núcleo. The generation of electric energy through thermonuclear process has contributed effectively to the increasing energy demand. According to the IAEA (International Atomic Energy Agency), currently more than half of commercial reactors in operation in the world are of type PWR (Pressurized Water Reactor), which use fuels rods in the form of cylindrical pellets of uranium oxide (UO2). This geometry has been maintained for many years; However, several studies have been developed using fuels in annular fuel rods. This work aims to evaluate the replacement of traditional rods of a typical PWR 16 x 16 fuel assembly arrangements for annular fuel rods. So, a set of computer simulations were performed to calculate parameters neutronics of ECAs (Advanced Assemblies) and to compare the results with ECP (Standard Assembly). In this context, the MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle eXtended) code was used to simulate the ECAs 13 x 13, 14 x 14 and 15 x 15 arrangements and the ECP typical PWR 16 x 16 arrangement. The external dimensions of the ECP and the VM/VF (Moderator Volume / Fuel Volume) were kept equal in all simulated assemblies. The enrichment of fuel was 3.2% to the ECP 16, 3.8% to ECA 13 and 3.9% to ECAs 14 and 15. The different values of enrichment of annular settings were determined to obtain the same kinf of standard assembly. The infinite multiplication factor, neutronic flux, peaking factor, axial and radial power distribution were calculated by the MCNPX 2.6.0. Futhermore, the evolution of the fuel was evaluated during the burnup. After all simulations have performed, both annular fuel assemblies ECA 14 (3.9%) and ECA 15 (3.9%), were conducive to incorporation of annular geometry in your configuration. Neutronics parameters as power distribution, flux, criticality and burnup demonstrate similar behaviors between ECAs and confirm the equivalence of results. The continuity of research directs the other compositions of fuels, enrichment and thermo-hydraulic analysis in simulations of ECAs, aiming to acquire more accurate parameters for determining the configuration of ECA to be used in possible replacements in the core.

Os reatores nucleares são suscetíveis a instabilidade, provocando oscilações na potência do reator em regiões de trabalho específicas caracterizadas por determinados valores de potência e vazão de refrigerante. Durante o startup do reator, existe uma probabilidade maior de que estas regiões de instabilidade estejam presentes; outra razão pode ser devido a processos transitórios em alguns parâmetros do reator. A análise da evolução temporal da potência revela um processo estável ou instável após a perturbação em um reator de água leve do tipo BWR (Boiling Water Reactor) Reator de Água Fervente. Neste trabalho, o problema da instabilidade foi abordado de duas formas. A primeira forma é baseada no modelo ARMA (Autoregressive Moving Average models). Este modelo foi utilizado para calcular a razão de decaimento, chamada de Decay Ratio (DR), e frequência natural (NF) das oscilações, parâmetros que indicam se o um sinal de potência é estável ou não. Neste sentido, foi desenvolvido o código DRARMA. Na segunda forma, analisam-se os problemas de instabilidade utilizando os conceitos clássicos de sistemas não lineares, como os expoentes de Lyapunov, espaço de fase e atratores. Os expoentes de Lyapunov quantificam a divergência exponencial das trajetórias inicialmente próximas do espaço de fases e estimam a quantidade de caos em um sistema; o espaço de fase e os atratores descrevem o comportamento dinâmico do sistema. O principal objetivo do estudo dos fenômenos de instabilidade em reatores nucleares é tentar identificar pontos ou regiões de operação que possam levar a condições de oscilações de potência. As duas abordagens foram aplicadas a dois conjuntos de sinais. O primeiro conjunto é proveniente de sinais de eventos de instabilidade dos reatores comerciais Forsmark 1 e 2, foram utilizados para validar o código DRARMA. O segundo conjunto foi obtido a partir da simulação de eventos transitórios do reator Peach Bottom; para a simulação, foram utilizados os códigos PARCS e RELAP5, para o cálculo acoplado neutrônico/termo-hidráulico. Para todas as análises feitas neste trabalho, foi usado o software Matlab, devido à sua facilidade de programação e ferramentas disponíveis. A metodologia desenvolvida e utilizada apresentou resultados satisfatórios no estudo de instabilidades em BWRs, conforme demonstrado neste trabalho Nuclear reactors are susceptible to instability, causing oscillations in reactor power in specific working regions characterized by determined values of power and coolant mass flow. During reactor startup, there is a greater probability that these regions of instability will be present; another reason may be due to transient processes in some reactor parameters. The analysis of the temporal evolution of the power reveals a stable or unstable process after the disturbance in a light water reactor of type BWR (Boiling Water Reactor). In this work, the instability problem was approached in two ways. The first form is based on the ARMA (Autoregressive Moving Average models) model. This model was used to calculate the Decay Ratio (DR) and natural frequency (NF) of the oscillations, parameters that indicate if the one power signal is stable or not. In this sense, the DRARMA code was developed. In the second form, the problems of instability were analyzed using the classical concepts of non-linear systems, such as Lyapunov exponents, phase space and attractors. The Lyapunov exponents quantify the exponential divergence of the trajectories initially close to the phase space and estimate the amount of chaos in a system; the phase space and the attractors describe the dynamic behavior of the system. The main aim of the instability phenomena studies in nuclear reactors is to try to identify points or regions of operation that can lead to power oscillations conditions. The two approaches were applied to two sets of signals. The first set comes from signals of instability events of the commercial Forsmark reactors 1 and 2 and were used to validate the DRARMA code. The second set was obtained from the simulation of transient events of the Peach Bottom reactor; for the simulation, the PARCS and RELAP5 codes were used for the neutronic/thermal hydraulic coupling calculation. For all analyzes made in this work, the Matlab software was used due to its ease of programming and available tools. The methodology developed and used presented satisfactory results in the study of instabilities in BWRs, as demonstrated in this work

Considerando um cenário de reatores de quarta geração e sistemas híbridos, estudos que analisem a composição de combustíveis nucleares irradiados são essenciais, pois, além de investigarem a evolução do material, podem determinar a presença e a quantidade dos isótopos mais importantes na compreensão dos efeitos radiotóxicos e térmicos mais significativos, bem como o impacto destes na deposição temporária ou permanente destes combustíveis. Nesta pesquisa, os sistemas PWR, VHTR com combustível padrão, VHTR com combustível reprocessado e um sistema híbrido ADS-Fissão tiveram a evolução de seus combustíveis analisados e comparados até 107 anos. Foram avaliados parâmetros tais como a composição, a radioatividade, a radiotoxicidade por ingestão e inalação e o calor de decaimento. Na sequência foram feitos estudos de criticalidade e transferência de calor desses combustíveis queimados dentro de um repositório temporário e, por último, uma análise térmica dos materiais em um canister dentro de um repositório geológico. O reator PWR foi usado como padrão de comparação. O código computacional ORIGEN 2.1 foi utilizado para realizar os cálculos relativos à composição e os parâmetros de decaimento dos combustíveis irradiados, dando ênfase à contribuição dos isótopos de actinídeos e produtos de fissão mais relevantes para os mesmos. Para a investigação da criticalidade usou-se o código SCALE 6.0 módulo KENO V.a e, na análise térmica, o código ANSYS Student via módulos CFX e Transiente Térmico. Assim, este trabalho evidenciou o grande impacto dos sistemas inovadores na gestão do back-end do ciclo dos combustíveis nucleares. A comparação dos resultados calculados para o combustível de um reator PWR típico em repositórios temporários e permanentes com os valores encontrados para os combustíveis provenientes desses sistemas estabelece um marco para o aprofundamento desse tema. Dos resultados verifica-se a forte influência dos isótopos de plutônio, actinídeos menores e produtos de fissão sobre o comportamento dos combustíveis. Considering a scenario of fourth generation reactors and hybrid systems, studies that analyze the composition of irradiated nuclear fuels are essential, because in addition to investigate the evolution of the material, they can determine the presence and quantity of the most important isotopes for understanding of the most significant radiotoxic and thermal effects and the impact of the temporary or permanent disposal of these fuels. In this research, the systems PWR, VHTR with standard fuel, VHTR with reprocessed fuel and a hybrid ADS-Fission system were analyzed and compared until 107 years. Such parameters as the composition, radioactivity, radiotoxicity by ingestion and inhalation and decay heat were evaluated. In the sequence, studies about the criticality and heat transfer of theses spent fuels were carried out inside a temporary repository, and finally, a thermal analysis of the materials into a canister inside a geological repository was done. The PWR reactor was used as standard basis of comparison. The computer code ORIGEN 2.1 was used to perform calculations on the composition and spent fuel decay parameters, emphasizing the contribution of the relevant actinide isotopes and fission products for them. The SCALE 6.0 code KENO V.a module was used to investigate the criticality and, in the thermal analysis, the ANSYS Student code via CFX and Transient Thermal modules. Thus, this work evidenced the great impact of innovative systems on the management of the back-end of the nuclear fuel cycle. The comparison of the calculated results for the fuel of a typical PWR reactor in temporary and permanent repositories with the values found for the fuels from these systems establishes a milestone for the deepening of this theme. From the results it is verified the strong influence of the isotopes of plutonium, minor actinides and fission products on the behavior of the fuels.

Nesta tese descreve-se o desenvolvimento de um sistema de cálculos neutrônicos e termohidráulicos acoplados que utiliza malhas finas não-estruturadas como domínio de solução e totalmente baseado em software livre. As contribuições propostas seguem em dois diferenteseixos: uma delas é o foco na utilização da forma de desenvolvimento de sistemas de computação abertos, um conceito amplamente utilizado em diversas áreas do conhecimento mas raramente explorado no campo de Engenharia Nuclear; a segunda é o uso de memória compartilhada do sistema operacional como uma área de armazenamento de dados de confiável e rápido acesso para acoplar o sistema de dinâmica dos fluidos computacional (CFD) OpenFOAM e o gratuito e flexível código de análise de reatores milonga. Este conceito foi aplicado na simulação do comportamento de um modelo simplificado de um combustível do reator TRIGA Mark 1 IPR-R1 em estado estacionário. As seções de choque macroscópicas utilizadas pelo modelo, um conjunto para dois grupos de energia, foram geradas utilizando o código WIMSD-5B. Os resultados mostram que esta inovadoraforma de acoplamento neutrônico e termo-hidráulico leva a resultados consistentes, encorajando o futuro desenvolvimento deste sistema e seu uso na simulação de sistemasnucleares complexos. The development of a fine mesh coupled neutronics/thermal-hydraulics framework mainly using open source software is presented. The contributions proposed go in two different directions: one, is the focus on the open software development, a concept widely spread in many fields of knowledge but rarely explored in the nuclear engineering field; the second, is the use of operating system shared memory as a fast and reliable storage area to couple the computational fluid dynamics (CFD) software OpenFOAM to the free and flexible reactor core analysis code milonga. This concept was applied to simulate the behavior of the TRIGA Mark 1 IPR-R1 reactor fuel pin in steady-state mode. The macroscopiccross-sections for the model, a set of two-group cross-sections data, were generated using WIMSD-5B code. The results show that this innovative coupled system gives consistent results, encouraging system further development and its use for complex nuclear systems.

O reator de pesquisa TRIGA Mark I IPR-R1 está localizado no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear (CDTN), Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), em Belo Horizonte, Brasil. O reator opera a 100 kW, mas a configuração do seu núcleo permite o aumento da potência para até 250 kW. Ele tem sido usado em pesquisas, treinamento de operadores de reator e na produção de radioisótopos. O estabelecimento da análise por ativação neutrônica pelo método Prompt Gamma (PGNAA) no reator TRIGA IPR-R1 aumentará significativamente os tipos de matrizes analisadas, bem como o número de elementos químicos. Além disso, complementará a análise de ativação de nêutrons. Este trabalho apresenta um modelo proposto de uma instalação do PGNAA a ser instalado no TRIGA IPR-R1. O modelo proposto é baseado em um tubo quase vertical como um guia de nêutrons do núcleo do reator, dentro da piscina do reator, 6 m abaixo do nível da sala de onde deve ser localizado o rack que contém o conjunto de amostra/detector /blindagem. Assim, o objetivo deste estudo é verificar a viabilidade de estabelecer o método PGNAA no IPR-R1 através do estudo teórico aplicado ao código de Monte Carlo. A viabilidade do estabelecimento do método PGAA foi avaliada através dos cálculos do fluxo de nêutrons, das taxas de reação de captura radioativa e dos limites de detecção para alguns isótopos que foram realizados. De acordo com os resultados obtidos, pode-se concluir que é possível estabelecer o método PGAA no reator IPR-R1, mesmo com algumas restrições em seu modelo teórico calculado pelo MCNP. The TRIGA Mark I IPR-R1 research reactor is located at Nuclear Technology Development Centre (CDTN), Brazilian Commission for Nuclear Energy (CNEN), in Belo Horizonte, Brazil. The reactor operates at 100 kW but the core configuration allows the increasing of the power up to 250 kW. It has been applied research, training and radioisotopes production. The establishment of the Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) method at the TRIGA IPRR1 reactor will significantly increase the types of matrices analised as well as the number of chemical elements. Additionally it will complement the neutron activation analysis. This work presents a proposed design of a PGNAA facility to be installed at the TRIGA IPR-R1. The proposed design is based on a tube as a neutron guide from the reactor core, inside the reactor pool, 6 m below the rooms level where shall be located the rack containing the set sample/detector/shielding. Thus, the aim of this study is to verify the feasibility to establish the PGNAA method in IPR-R1 through theoretical study applying the Monte Carlo code. The feasibility of establishing the PGAA method at the IPR-R1 installations was evaluated through of the calculations of neutron flux, radioactive capture reaction rates and detection limits for some isotopes. According to the obtained results, it can be concluded that is possible to establish the PGAA method at the IPR-R1 reactor, even with some restrictions in its theoretical design calculated by MCNP.

Nas duas últimas décadas, as nações que investem e pesquisam a geração de energia através da fonte nuclear têm dedicado parte de seus esforços ao desenvolvimento de novas tecnologias para reatores nucleares. Parte desse investimento tem a ver com o teste de novos materiais, principalmente no que se refere a novos combustíveis. Diante de uma visão de mundo que respira a sustentabilidade, o reprocessamento e a reutilização de combustíveis queimados provenientes de reatores convencionais ganham vida na tecnologia nuclear, se mostrando uma alternativa real de fonte de energia para reatores de última geração. Diferentes concepções de reatores de 4a geração têm sido propostas e precisam atender a algumas características básicas, tais como: queima estendida, melhoria na segurança passiva, gestão mais adequada de rejeitos radioativos, possibilidade de uso de combustível reprocessado e resistência à proliferação. Dentro deste contexto, o GFR (Gas-cooled Fast Reactor) é uma das promessas futuras, apresentando resultados neutrônicos satisfatórios quanto à utilização de combustíveis do tipo (U, Pu)C. Neste trabalho, o combustível do reator GFR tradicional usando (U, Pu)C foi substituído por um combustível reprocessado usando transurânicos (TRU), obtido através de técnica de reprocessamento não proliferante. Para a obtenção do combustível reprocessado, um combustível UO2 com enriquecimento inicial de 3,1%, foi queimado em um PWR padrão, com queima total de 33,000 MWd/T(HM). Posteriormente foi deixado em piscina por 5 anos e finalmente reprocessado pelo método UREX+. Foram avaliados e estudados dois combustíveis, um diluído em urânio empobrecido, (U, TRU)C e outro diluído em tório, (Th, TRU)C. Foram simulados tanto o elemento combustível como o núcleo inteiro. Avaliações foram feitas tanto em estado estacionário, quanto durante a queima e foram comparados com os resultados obtidos usando o combustível padrão, (U,Pu)C. Os resultados mostram a possibilidade real de utilização dos TRUs como combustíveis em reatores do tipo GFR. O estudo foi realizado usando os módulos CSAS e TRITON do código SCALE 6.0. In the last two decades, nations that have invested in research and energy generation through nuclear source have devoted part of their efforts in developing new technologies for nuclear reactors. Part of this investment focuses on new material testing, particularly regarding new fuels. In a worldview that breaths sustainability, the reprocess and reuse of spent fuel from conventional reactors comes alive in nuclear technology, presenting itself as a real alternative of energy source for the latest generation of reactors. Different concepts of fourth generation reactors have been proposed and must meet some basic requirements, such as: extended burnup, improvement of passive safety, better radioactive waste management, possibility to use reprocessed fuel and proliferation resistance. In this context, the GFR (Gas-cooled Fast Reactor) is one of the future promises, presenting satisfactory neutronic results on the use of type of fuel (U, Pu) C. In the present work, the fuel of a traditional GFR reactor that uses (U, Pu)C was sub was replaced by a transuranic reprocessed fuel (TRU), obtained by non-proliferation reprocessing technology. The UO2 fuel initially enriched by 3.1% was burned in a standard PWR, with full burn of 33,000 MWd/T. Afterward it was left in a pool for 5 years and finally reprocessed by UREX + method. Two fuels were studied and evaluated, one diluted with depleted uranium (U, TRU)C, and the other diluted in thorium (Th, TRU)C. Assessments were done in steady state and as well as during burning and were compared with results obtained using the standard fuel, (U, Pu) C. The outcome shows that the use of TRU as a fuel, in GFR type reactors, is a real possibility. The research was done using the SCALE 6.0 code modules.

Baseado no grande uso dos LINACs de baixa energia no Brasil e com o objetivo de criar uma ferramenta confiável para colaborar com cálculos dosimétricos de radioterapia, este trabalho pretende desenvolver e validar um modelo computacional de acelerador linear usando o código MCNP tendo como referência as especificações físico-técnicas do CLINAC 600 C/D da Varian do Hospital São João. No modelo computacional desenvolvido estão incluídos os principais dispositivos do cabeçote do CLINAC. Um modelo computacional de objeto simulador com dimensões de 30 x 30 x 30 cm3 foi simulado e colocado a umadistância fonte-superfície de 100 cm. Na modelagem, considerou-se um feixe monoenergético de elétrons de 6,3 MeV, partindo-se de 108 partículas. Na simulação foram usadas três superfícies espaço de fase para reduzir o tempo de processamento e melhorar a incerteza estatística. A validação apresentada nesta dissertação foi realizada a partir da obtenção e análise do espectro dos raios-X gerados por bremsstrahlung, e da comparação dos cálculos de Porcentagem de Dose Profunda e do perfil de dose do feixe de fótons com os resultados experimentais disponíveis. Como resultados, foram obtidas uma altacorrespondência na região de máxima dose entre as curvas de Porcentagem de Dose Profunda obtidas com MCNP e as obtidas dos dados experimentais. As comparações das curvas de perfil de dose do feixe de fótons alcançaram semelhanças razoáveis na região deachatamento para os diferentes tamanhos de campo utilizados. Conclui-se que o modelo computacional do cabeçote do CLINAC 600 C/D da Varian tem uma fiabilidade estatística aceitável, considerando os critérios de recomendação utilizados, validando-se como umaferramenta dosimétrica de verificação e ponto de partida em múltiplos estudos de radioterapia. Based on the high availability of low energy linear accelerators in Brazil and with the goal of developing a reliable tool for dose distribution calculations in radiotherapy; this research aims to validate a linear accelerator head model using MCNP Monte Carlo code. The Varian600 C/D linear accelerator installed at the Hospital São João de is taken as reference. The main components of the linear accelerator head were simulated based on detailed information of the manufacturer. In order to calculate dose distribution, a water phantom with dimensions of 30 x 30 x 30 cm3 was simulated and placed at 100 cm of source-surfacedistance. A monoenergetic electron beam of 6,3 MeV was considered as a source. The number of primary particles used in the simulation was 108. A Phase-Space Surface was used to scoring the photon spectrum below the tungsten target. Others two were placed in the model in order to reduce computational time and improve statistical accuracy. In orderto validate the developed model, the X-ray spectrum generated by bremsstrahlung was calculated and analyzed. Furthermore, the results of percentage depth doses and beam profiles calculations were compared with available measurements. The MCNP calculations results were compared to measurement showing good agreement between them. The comparison between MCNP calculations and measurement of PDD showed reasonable coherence at build-up region. The results were in an acceptable interval of confidence at the flat region of beam profiles comparison for three different field sizes. In this work, we compared MCNP calculations to experimental data in order to validate the developed LINAC head model. The results showed a good agreement according to the recommended criteria. The developed model was validated as an accurate tool for LINAC quality control procedures.

Diante da complexidade de um reator nuclear e constante preocupação em se utilizar dados precisos e confiáveis, torna-se necessário que sejam consideradas temperaturas específicas para os nuclídeos a serem utilizados em simulações. O aumento de temperatura provoca alargamento nos picos de ressonância, redução da seção de choque e, portanto, menor probabilidade de interação dos nêutrons. O código MNCPX tem sido amplamente utilizado para simulação de sistemas nucleares. Entretanto, para a maioria dos isótopos, os dados nucleares padrão foram gerados à temperatura ambiente. Desta forma, o objetivo deste trabalho é desenvolver uma metodologia para gerar bibliotecas de dados nucleares a serem utilizadas no MCNPX 2.6.0. Neste contexto, o código NJOY99 é utilizado para processar dados de seção de choque a diferentes temperaturas. Tais dados são acrescentados ao conjunto de bibliotecas pré-definidas do MCNPX 2.6.0. Este estudo é de grande importância para entender e analisar as diferenças de criticalidade estimadas pelo MCNPX devido a diferentes temperaturas de operação do reator. São apresentados e avaliados os primeiros resultados deste estudo, cujas análises encorajam a continuidade do mesmo em trabalhos futuros Due to the complexity of a nuclear reactor and a constant need of to have accurate and reliable data, specific nuclide temperatures have become necessary in simulations. The rise in temperature results in resonance peaks expansion and reduction of cross section values, thus decreasing the probability of neutrons interactions. The MCNPX code has been used widely for simulation of nuclear systems. However, for most isotopes, the standard nuclear data have been generated at room temperature. Therefore, the goal of this study is to develop a methodology for generating a nuclear data library to be used in MCNPX 2.6.0. In this context, the code NJOY99 is used for processing nuclear cross section data for different temperatures. The data is then added to the MCNPX 2.6.0. pre-defined library set. This study has great importance to understand and analyze the critical differences estimated by MCNPX due to different reactor operation temperatures. The first results of this study are presented and evaluated as well as they point out the necessity for further research on this topic

O 4S Reactor (Super-Safe, Small and Simple Reactor) desenvolvido pela Toshiba Corporation e pela Central Research Institute of Eletric Power Industry CRIEPI, Japão, foi extensivamente estudado e analisado suas características de operação neste trabalho. Através da modelagem do núcleo e reator equivalente foram determinados e avaliados parâmetros neutrônicos tais como coeficientes de reatividade, queima e evolução do combustível, eficiência e desempenho ao longo do ciclo de operação. O modelo desenvolvido mostrou-se capaz de representar adequadamente o projeto e de determinar as características de operação do núcleo. A partir destes resultados, uma série de alterações no projeto foram executadas baseadas em novos conceitos de otimização do ponto de vista de melhoria da performance e dos coeficientes de reatividade do núcleo. Os resultados demostram que há um enorme espaço para otimização do projeto permitindo remodelar o núcleo e reator conforme as características desejadas de eficiência e dos parâmetros intrínsecos de segurança do núcleo. Todo o estudo foi realizado utilizando o código nuclear MCNPX 2.6.0 The 4S Reactor (Super Safe, Small and Simple Reactor) developed by Toshiba Corporation and the Central Research Institute of Electric Power Industry-CRIEPI Japan, was extensively studied and analyzed their operating characteristics in this work. Through of the a equivalent corereactor model were determined and evaluated the neutronics parameters such as reactivity coefficients, fuel evolution and burnup, the reactor efficiency and performance over the operating cycle. The developed reactor model was able to adequately represent the project and determine the core operating characteristics. From these results, a series of changes in the project were executed based on new conceptsoptimization from the standpoint of improving the performance and core reactivity coefficients. The results demonstrate that there is a huge space for optimization of the project allowing remodel the core and reactor as characteristics desired of the efficiency and of the intrinsic parameters of core security. All study was performed using nuclear code MCNPX 2.6.0.

Existe uma incerteza associada a todos os componentes que integram o modelo de um sistema nuclear. Investigar o impacto destas incertezas na simulação é essencial para realização de cálculos mais realísticos, que vêm substituindo os cálculos conservadores à medida que o poder computacional aumenta. A utilização do método de amostragem para propagar incertezas em simulações que utilizam o método de Monte Carlo é recente devido ao grande custo computacional exigido. Por meio da análise da incerteza propagada para o Fator de Multiplicação Efetivo de nêutrons (keff ), investigou-se os efeitos do número de amostras, da incerteza computacional e da eficiência do gerador de números aleatórios para representar as distribuições que caracterizam incertezas físicas no modelo do reator de pesquisa RA-6, do Centro Atômico de Bariloche. Este reator foi escolhido por apresentar as mesmas características (combustível, energia dos nêutrons no núcleo, revestimento e moderador) do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), que é o projeto mais importante atualmente no ministério da Ciência, Tecnologia e Inovação para a área nuclear. Além disso existe um experimento de benchmark disponível para este reator. Um programa denominado GB_sample foi implementado para possibilitar a aplicação do método da amostragem aleatória, que exige um processo automatizado e com ferramentas robustas de estatística. O programa foi baseado no modelo de caixa preta e utilizou o código MCNPX trabalhando em processamento paralelo para o cálculo do transporte de nêutrons simulando o reator de pesquisa RA-6. As incertezas obtidas utilizando a metodologia desenvolvida foram comparadas com aquelas do benchmark, calculadas por meio de um método conservador. Verificou-se a possibilidade de melhorar a eficiência do método da amostragem aleatória através da seleção de distribuições obtidas de um gerador de números aleatórios a fim de conseguir uma melhor representatividade das incertezas. Após conseguir a convergência do método, no intuito de otimizar sua utilização, reduzindo a variância da incerteza propagada sem causar aumento no tempo computacional, verificou-se o tamanho ótimo da amostragem. Observou-se também que o efeito em keff devido a incertezas dos componentes físicos do reator em questão, são menores quando o método da amostragem é utilizado em substituição ao método conservador. A incerteza de 0,0025 mm no raio do veneno queimável gerou um efeito de 76 pcm no keff do sistema quando propagada pelo método da amostragem, enquanto que o valor superestimado pelo método conservador é 91 pcm. Com os resultados foi possível verificar o correto funcionamento do programa desenvolvido. Também foi verificado o potencial do método da amostragem para propagação de incertezas, principalmente quando muitos parâmetros com incerteza são avaliados conjuntamente no mesmo input, que é uma das vantagens do método da amostragem com relação ao método conservador. There is an uncertainty for all the components that comprise the model of a nuclear system. Assessing the impact of uncertainties in the simulation of fissionable material systems is essential for a realistic calculation that has been replacing conservative model calculations as the computational power increases. The propagation of uncertainty in a simulation using a Monte Carlo code by sampling the input parameters is recent because of the huge computational effort required. By analyzing the propagated uncertainty to the effective neutron multiplication factor (keff ), the effects of the sample size, computational uncertainty and efficiency of a random number generator to represent the distributions that characterize physical uncertainty in a light water reactor was investigated. A program entitled GB_sample was implemented to enable the application of the random sampling method, which requires an automated process and robust statistical tools. The program was based on the black box model and the MCNPX code was used in and parallel processing for the calculation of particle transport. The uncertainties considered were taken from a benchmark experiment in which the effects in keff due to physical uncertainties is done through a conservative method. In this work a script called GB_sample was implemented to automate the sampling based method, use multiprocessing and assure the necessary robustness. It has been found the possibility of improving the efficiency of the random sampling method by selecting distributions obtained from a random number generator in order to obtain a better representation of uncertainty figures. After the convergence of the method is achieved, in order to reduce the variance of the uncertainty propagated without increase in computational time, it was found the best number o components to be sampled. It was also observed that if the sampling method is used to calculate the effect on keff due to physical uncertainties reported by manufacturers, there will be a reduction in the value compared to the conservative model. The results made it possible to verify the correct functioning of the program developed and show the potential of the sampling method for propagation of uncertainties, especially when many uncertainties are evaluated together in the same input.

Rochas, solos e águas possuem 238U e 232Th e seus produtos de decaimento. A distribuição de tais radioelementos em termos de concentração de atividade depende do tipo mineral e da origem. Dessa forma, todo processamento técnico de minerais resulta na liberação de radionuclídeos de meia-vida longa e curta, principalmente de radônio esua progênie. Assim, é importante monitorar esse gás e seus produtos em minas subterrâneas a fim de avaliar o risco radiológico para os indivíduos ocupacionalmente expostos. Inserido nesta preocupação que é global, o presente trabalho visa à caracterização das minas subterrâneas brasileiras quanto às concentrações de radionuclídeos naturais, especialmente do radônio e da sua progênie. A concentração de radônio no ar foi determinada utilizando o monitor contínuo AlphaGUARD PQ2000PRO (Saphymo GmbH), os detectores de traços CR-39 (Landauer) e as Câmaras de Ionização de Eletretos E-PERM (Radelec). A progênie do radônio no ar foi determinada utilizando o detector contínuo DOSEman Pro (Sarad). O estado de equilíbrio entre o radônio e sua progênie foi determinado. Baseado nestes dadosestimou-se a dose efetiva total para os mineiros. Além disso, a contribuição das principais fontes de radônio em minas subterrâneas foi avaliada. Para tanto, os seguintes detectores foram empregados: medidas da concentração de radônio nos gases do solo foram realizadas com o sistema AlphaGUARD (Sarad); a atividade específica de 226Ra (214Bi), 232Th e 40K foram obtidas por espectrometria gama com o detector HPGe (Canberra); e concentração de radônio em água foi medida com o detector RAD7 (Durridge Inc.). A Concentração de Radônio variou de 113 a 8171 Bq.m-3 e a Concentração Equivalente de Equilíbrio encontra-se na faixa de 76 a 1174 Bq.m-3. O valor médio do fator de equilíbrio obtido foi 0,4 (0,2 0,7). A dose efetiva total estimada para os trabalhadores variou de 1 22 mSv.a-1 (valor médio de 10 mSv.a-1). Portanto, os resultados mostram a relevância de avaliar continua e permanente o comportamento do radônio e da sua progênie e de adotar medidas de segurança contra a radiação natural no ambiente de minas subterrâneas. Rock, soil and water contain 238U and 232Th and their decay products. The distribution of these radionuclides differs in terms of activity concentration depending on the mineral type and origin. All ore processing releases long and short half-life radionuclides, mainly radon and its progeny. It is important to monitor this gas and its decay products in underground mines in order to assess the radiological hazards of the exposed workers. On this concern, the present work outlines the characterization of brazilian underground mines with relation to natural radionuclides, specially radon and its progeny. The radon concentration was measured by using E-PERM Electrets Ion Chamber (Radelec), AlphaGUARD (Saphymo GmbH) and CR-39 (Landauer) track etchdetectors. The radon progeny was determined by using DOSEman detector. The equilibrium state between radon and its progeny was calculated. Based on these data, the total effective dose for miners was estimated. Moreover, the contribution from the main sources to the radon level inside mines was evaluated. For this, the following detectors were used: measurements of radon concentrations in soil gas were carried out by using AlphaGUARD detector; 226Ra (214Bi), 232Th e 40K specific activity in ore and soil samples were determined by using gamma-ray spectrometry HPGe detector (Canberra); and radon concentration in groundwater samples was performed by using RAD7 (Durridge Inc.). The radon concentration ranged from 113 to 8171 Bq.m-3 and the Equilibrium Equivalent Concentration varied from 76 to 1174 Bq.m-3. The equilibrium factor mean value was 0.4 (0.2 0.7). The workers estimated total effective dose ranged from 1 to 22 mSv.a-1 (mean 10 mSv.a-1). Therefore, results show the importance to assess continually and permanently the radon and its progeny behavior and the need to adopt safety measurements against natural radiation in underground mines environment.

Uma proposta de reciclagem e transmutação de rejeitos altamente radioativos em reatores híbridos fusão-fissão é apresentada. Dois sistemas de fusão foram avaliados. Um Tokamak, baseado em confinamento magnético, e outro baseado em confinamento inercial. Estes sistemas foram modificados e projetados para inserir uma camada transmutadora, composta de transurânicos provenientes de combustíveis queimados em usinas nucleares. A proposta da camada transmutadora é a primeira apresentada na literatura para ser usada com combustível reprocessado pelo método UREX+ e posteriormente diluído em tório ou urânio empobrecido para reduzir a quantidade de material físsil, de forma a manter o sistema subcrítico. As avaliações foram realizadas variando parâmetros geométricos tais como a espessura da camada transmutadora e o raio da barra dependendo do caso para obter a maior eficiência para reduzir os transurânicos contidos no combustível. Os resultados mostram a possibilidade de redução dos transurânicos para cada modelo e sua eficiência de transmutação em relação à quantidade inicial de combustível reciclado para cada reator de fusão. Além disso, uma comparação de ambos sistemas híbridos de fusão-fissão é realizada, com o objetivo de encontrar o melhor sistema transmutador dentre eles. A fission-fusion hybrid reactor is proposed for recycling and transmutation of highly radioactive waste. Two fusion systems were evaluated. A Tokamak, based on magnetic confinement, and another based on inertial confinement. These systems have been modified and designed to place a transmutation layer loaded with transuranic elements from spent fuel of nuclear power plants. The transmutation layer is the first presented in specific literature to be used with fuel reprocessed by the method UREX + and further spiked with depleted uranium or thorium to reduce the amount of fissile material in order to keep a subcritical system. The evaluations were carried out by varying geometric parameters such as the thickness of transmutation layer and the radius of the fuel rod. Depending on the case this variations increase the efficiency to reduce the transuranic contained in the fuel. The results show the possibility of reducing the transuranic for each model and transmutation efficiency compared to the initial amount of recycled fuel for each fusion reactor. Furthermore, a comparison of both hybrid fusion-fission systems is performed in order to find the best system to reduce transuranics efficiently.

Neste trabalho foi utilizado o modelamento com o código Scale 6.0 de um reator a gás de alta temperatura, HTGR, do tipo bloco prismático para analisar aspectos da utilização de combustíveis transurânicos nestes reatores. Para representar o conceito, foi escolhido o reator HTTR japonês. Os combustíveis estudados utilizam os elementos transurânicos oriundos do reprocessamento UREX+ do rejeito dos reatores PWR diluídos em U empobrecido ou em Th. Os cálculos, realizados para temperaturas de trabalho típicas de reatores HTR, mostraram que, em misturas com o mesmo percentual de material físsil, o fator de multiplicação, keff, inicial é maior nas misturas com Th que nas misturas com U. Foram realizadas comparações entre os dois tipos de combustível utilizando-se pares que exibem o mesmo keff inicial. Durante a queima, as duas misturas exibem uma lenta e quase paralela queda do fator de multiplicação. Para um mesmo nível de burnup, as misturas com Th mostram maior efetividade na queima de transurânicos e Pu total quando comparadas à misturas com U empobrecido correspondentes. O cálculo do coeficiente de temperatura da reatividade mostrou comportamento adequado em relação às condições de segurança do reator funcionando com estes combustíveis. A radiotoxicidade do combustível queimado logo após a queima cresce com o nível de burnup sofrendo inversão neste comportamento antes de 1000 anos. A radiotoxicidade dos actinídeos passa a dominar a radiotoxicidade total em menos de 10 anos após a queima sendo menor nas misturas com Th que nas misturas com U correspondentes. In this work, we modeled a high temperature gas reactor, HTGR, of prismatic block type using the SCALE 6.0 code to analyze the use of transuranic fuel in these reactors. To represent the concept, the Japanese HTTR reactor was chosen. The fuels considered used transuranic elements from UREX+ reprocessing of burned PWR fuel spiked with depleted U or Th. The calculations, performed for typical temperatures of HTR reactors, showed that, in mixtures with the same percentage of fissile material, the initial effective multiplication factor, keff , is higher in the mixtures containing Th than that with U. Comparisons between the two types of fuel were performed using fuel pairs with the same initial keff. During burn-up, the two mixtures result in a slow and practically equal decrease in keff. For the same level of burnup, mixtures containing Th show greater effectiveness in burning transuranics and total plutonium when compared to corresponding mixtures with depleted U. The calculation of temperature reactivity coefficient proved appropriate behavior in terms of safety of the reactor working with these fuels. The radiotoxicity of spent fuels immediately after the burning increases with increasing burnup. However, due to faster decay of fissionable products at high burnup levels, radiotoxicity after 1000 years diminishes with increasing burnup. Actinides become responsible for most of the radiotoxicity in less than 10 years after burn. It is also lower in mixtures with Thorium than in mixtures Uranium.

Os Accelerator Driven Systems (ADS) são sistemas híbridos subcríticos em que partículas carregadas produzidas por um acelerador são usadas para induzir reações de spallation em algum material alvo, resultando na produção de nêutrons que são usados em um núcleo de reator subcrítico para manutenção das fissões em cadeia. Esses sistemas têm sido estudados para atuarem na transmutação de rejeitos nucleares e também na regeneração de tório. Entretanto, há uma dificuldade na utilização de tório em ADS, que é a necessidade de adição inicial de algum isótopo físsil (233U ou 235U) para se atingir os níveis de criticalidade necessários. Essa adição de isótopos físseis de urânio não parece ser uma opção conveniente, pois, além dos entraves tecnológicos, há a geração de rejeitos inerente a todo processo de enriquecimento. A adição de 233U é ainda mais problemática, já que esse isótopo precisa ser gerado a partir do tório. Uma opção para o uso de tório sem a necessidade de inserção de 233U seria utilizá-lo juntamente com rejeitos nucleares provenientes de reatores convencionais. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho é encontrar uma configuração de combustível que torne possível a queima simultânea de tório e combustível irradiado. Aliando, dessa forma, uma solução para a redução dos rejeitos nucleares à utilização das extensas reservas de tório. Foram utilizados os códigos computacionais MCNPX 2.6.0 (MCNPX/CINDER) e Monteburns 2.0 (MCNP5/ORIGEN 2.1) para simular os aspectos neutrônicos dos combustíveis estudados. Os resultados obtidos indicaram uma possível configuração de combusível para ADS em que foi possível regenerar tório, sem adição inicial de urânio, e ao mesmo tempo queimar rejeitos radioativos. Accelerator Driven Systems (ADS) are subcritical hybrid systems in which charged particles produced by an accelerator are used to induce spallation reactions in some target material, resulting in the production of neutrons that are used in a subcritical reactor core to maintain the fission chain. These systems have been studied for transmutation of nuclear waste and for thorium regeneration. However, there is a difficulty in the use of thorium in ADS , which is the need to adding some fissile isotope (233U ou 235U) to reach the criticality necessary. This addition of fissile isotopes of uranium is not a good option due to its technological difficulties and waste generation inherent in every enrichment process. The addition of 233U is even more problematic, since this isotope needs to be generated from 232Th. One option for the use of thorium without the addition of 233U consists in using thorium with nuclear waste from conventional reactors. In this context, the aim of this work is to establish a fuel configuration which simultaneously turns possible the thorium regeneration and the incineration of spent fuel. In order to simulate the neutronic aspects of the studied fuels, the computational codes MCNPX 2.6.0 (MCNPX/CINDER) and Monteburns 2.0 (MCNP5/ORIGEN 2.1) were used. The results indicate a possible configuration of ADS fuel that allows regeneration of thorium and incinerating radioactive waste.

O zircônio-93 é um radionuclídeo emissor beta-puro de meia-vida longa, produzido pela fissão do 235U e pela ativação neutrônica do isótopo 92Zr, o qual é um isótopo estável, geralmente encontrado em componentes de reatores nucleares. Devido sua meia-vida longa, o 93Zr é um radionuclídeo de interesse para o estudo da avaliação do armazenamento ou descarte de rejeitos. A determinação do 93Zr é difícil devido a seu baixo nível de concentração, sua baixa atividade em rejeitos nucleares e também porque padrões certificados não estão disponíveis no mercado. O objetivo deste trabalho é desenvolver uma metodologia para a separação radioquímica seletiva do 93Zr em rejeitos radioativos e analisá-lo por Espectrometria de Cintilação Líquida (LSC) e Espectrometria de Massa com Plasma Indutivamente Acoplado (ICP-MS). Para validar o procedimento de separação radioquímica para o zircônio, foi usada uma solução de 95Zr (E = 724 keV) que foi medida por Espectrometria Gama para avaliar o comportamento e o fator de recuperação do zircônio durante a separação radioquímica. Para a técnica de LSC, uma solução de 55Fe, que é um dos principais interferentes nas medidas de zircônio, foi usada para verificar o fator de descontaminação durante o processo de separação. A eficiência de detecção do 63Ni foi usada para a determinação da atividade do 93Zr nas matrizes analisadas. O limite de detecção de 0,05 Bq l1foi obtido para a solução padrão de 63Ni, utilizando uma razão amostra:coquetel de 3:17 mL para o coquetel Optiphase Hisafe 3. Para a técnica de ICP-MS, foi usada uma solução de zircônio estável para verificar o comportamento e o fator de recuperação do zircônio durante a separação radioquímica e uma solução de Ba, Co, Eu, Fe, Mn, Nb, Sr and Y para verificar o fator de descontaminação durante o processo de separação. Uma solução padrão de 93Nb, como isótopo de referência para a determinação do 93Zr por ICP-MS, foi usada para calibração e análise. O limite de detecção de 0,039 ppb foi obtido para a solução padrão de zircônio. Este protocolo foi aplicado em rejeitos de usinas nucleares com níveis de atividade baixos (LLW) e intermediários (ILW). The zirconium-93 is a long-lived pure -particle-emitting radionuclide produced from 235U fission and from neutron activation of the stable isotope 92Zr and thus occurring as one of the radionuclides found in nuclear reactors. Due to its long half life, 93Zr is one of the radionuclides of interest for the performance of assessment studies of waste storage or disposal. Measurement of 93Zr is difficult owing to its trace level concentration and its low activity in nuclear wastes and further because its certified standards are not frequently available. The aim of this work was to develop a selective radiochemical separation methodology for the determination of 93Zr in nuclear waste and analyze it by Liquid Scintillation Counting (LSC) and Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry (ICP-MS). To set up the radiochemical separation procedure for zirconium, a tracer solution of 95Zr and its 724 keV -ray measurements by - spectrometry were used in order to follow the behavior of zirconium during the radiochemical separation. For the LSC technique a 55Fe solution, which is one of the major interfering measures zirconium, was used to verify the decontamination factor during the separation process. The efficiency detection for 63Ni was used to determination of 93Zr activity in the matrices analyzed. The limit of detection of the 0.05 Bq l1 was obtained for 63Ni standard solutions by using a sample:cocktail ratio of 3:17 mL for Optiphase Hisafe 3 cocktail. For the ICP-MS technique a zirconium stable solution was used to verify the zirconium behavior and recovery during radiochemical separation and a solution of Ba, Co, Eu, Fe, Mn, Nb, Sr and Y was used to verify the decontamination factor during the separation process. A standard solution 93Nb as isotope for determining the 93Zr by ICP-MS was used for calibration and analysis. The detection limit of 0.039 ppb was obtained for the standard solution of zirconium. Then, the protocol was applied to low level waste (LLW) and intermediate level waste (ILW) from nuclear power plants.

Os avanços computacionais observados nas duas últimas décadas têm proporcionado impacto direto nos trabalhos de simulação nuclear nos quais se utilizam uma multiplicidadede códigos computacionais, inclusive acoplados entre si, que possibilitam simulações analíticas e representam com notável precisão o comportamento real de instalações nucleares. Deste modo, estudos de cenários complexos em reatores nucleares têm sido aperfeiçoados pela utilização de sistemas de códigos termo-hidráulicos (TH) e neutrônicos (NK) acoplados. Essa técnica consiste em incorporar a modelagem neutrônica tridimensional nos códigos de sistemas para simular principalmente transitórios que envolvem distribuições assimétricas de potência e forte efeito de realimentação entre a neutrônica e a termo-hidráulica. Neste contexto, este trabalho apresenta uma série de etapas necessárias ao desenvolvimento de uma metodologia de acoplamento entre códigos de análise termo-hidráulica e códigos de análise neutrônica utilizando como modelo o reator de pesquisa TRIGA IPR-R1. Os resultados obtidos são satisfatórios e representam parte importante do desenvolvimento de tal metodologia. Os códigos envolvidos neste trabalho foram: RELAP5-MOD3.3, RELAP5-3D 3.0.0, PARCS 2.7 e WIMSD-5B além de várias interfaces gráficas e ferramentas computacionais acessórias The computational advances observed in the last two decades have provided direct impact on the researches related to nuclear simulations which use several types of computer codes, including coupled between them, allowing also the analytical simulation and represent with very much accuracy the real behavior of nuclear plants. In this way, studies of complex scenarios in nuclear reactors have been improved by the use of thermal-hydraulic (TH) and neutron kinetics (NK) coupled system codes. This technique consists in incorporating three-dimensional (3D) neutron modeling of the reactor core into system codes, mainly to simulate transients that involve asymmetric core spatial power distributions and strong feedback effects between neutronics and reactor thermal-hydraulics. Therefore, this work presents a series of steps needed to develop a proposal for a methodology of coupling between thermal-hydraulic and neutron kinetics system codes using as a model the research reactor TRIGA IPR-R1. The results obtained are satisfactory and represent important part of the development of this methodology. The codes involved in this work were: RELAP5-MOD3.3, RELAP5-3D 3.0.0, PARCS 2.7 and WIMSD-5B beyond of several graphical interfaces and computational accessory tools

O sistema ITER- International Thermonuclear Experimental Reactor- foi simulado usando o código MCNP5, para diferentes geometrias. A primeira parede do sistema, submetida ao maior fluxo de nêutrons, foi avaliada considerando duas ligas diferentes, baseadas em W e Be. O fluxo de nêutrons e as taxas de reações nas diferentes camadas foram obtidos e avaliados. Os resultados permitiram determinar o melhor modelo para estudar o sistema, o melhor material a ser usado na primeira parede do sistema, considerando o objetivo de transmutação e a localização da camada transmutadora. Using MCNP5 code were simulated different models representing the ITER system. It was evaluated the two alloys used by the first wall under high neutron flux. The neutron flux and the reaction rate along the different walls were obtained and evaluated. Based on the results, it was possible to conclude the best way to represent the fusion device evaluating; the different geometrical models, the best material to be used in the first wall taking into consideration the objective of transmutation and placed the transmutation layer.