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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

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.