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dc.contributor.author
de Faria, Fernando Pereira  
dc.contributor.author
Godino, Dario Martin  
dc.contributor.author
Corzo, Santiago Francisco  
dc.contributor.author
Ramajo, Damian Enrique  
dc.contributor.author
Costa, Antonella Lombardi  
dc.contributor.author
Pereira, Claubia  
dc.date.available
2024-02-08T12:34:31Z  
dc.date.issued
2023-01  
dc.identifier.citation
de Faria, Fernando Pereira ; Godino, Dario Martin; Corzo, Santiago Francisco; Ramajo, Damian Enrique; Costa, Antonella Lombardi; et al.; Heat transfer in a simulated spent fuel pool for different types of spent fuels; Brazilian Journal of Development; Brazilian Journal of Development; 9; 1-2023; 5004-5019  
dc.identifier.issn
2525-8761  
dc.identifier.uri
http://hdl.handle.net/11336/226323  
dc.description.abstract
Historically, the Spent Fuel Pool (SFP) of Angra II, from Brazil, has received standard spent fuel (SF) assemblies of uranium dioxide (UO2) discharged from Pressurized Water Reactors (PWR) of the Nuclear Power Plants (NPP) of Angra. However, in case of using Mixed Oxide (MOX) or thorium-based fuels at a proportion of 1/3 or 1/4 of the total of fuel assemblies in their PWRs as it has been occurring worldwide, it would require further thermal studies of wet storage of the new mixed SF generated. It includes the determination of the water boiling time (Tb) of the SFP in case of breakdown of its external cooling system (ECS). This work presents studies of Tb of a simulated SFP storing mixed SF discharged from PWRs. The types of mixed SF studied include MOX plus UO2, oxide of thorium/uranium (U-Th)O2 plus UO2, and oxide of thorium/transuranic (TRU-Th)O2 plus UO2. All the mixed SF was considered to contain 1/3 or 1/4 of either thorium-based fuels or reprocessed fuel. The simulations were implemented in CFX Ansys and OpenFOAM© codes. Tb from simulations with Ansys ranged from 4.05 h to 5.97 h, and from 3.45 h to 5.77 h from simulations with OpenFOAM©. Results show that, independent of the mixed loading pattern of the SFP, the water would reach the saturation temperature more rapidly when (TRU-Th)O2 was present. By contrast, when MOX was present, Tb was greater.  
dc.description.abstract
Historicamente, o Pool de Combustível Irradiado (SFP) de Angra II, do Brasil, tem recebido montagens de combustível padrão gasto (SF) de dióxido de urânio (UO2) descarregado de Reatores de Água Pressurizada (PWR) das Usinas Nucleares (NPP) de Angra. Entretanto, no caso de utilização de combustíveis à base de óxido misto (MOX) ou tório na proporção de 1/3 ou 1/4 do total de conjuntos de combustível em suas PWRs como vem ocorrendo em todo o mundo, seriam necessários mais estudos térmicos de armazenamento úmido do novo SF misto gerado. Inclui a determinação do tempo de ebulição da água (Tb) do SFP em caso de quebra de seu sistema de resfriamento externo (ECS). Este trabalho apresenta estudos de Tb de um SFP simulado de armazenamento de SF misto descarregado de PWRs. Os tipos de SF mistos estudados incluem MOX mais UO2, óxido de tório/urânio (U-Th)O2 mais UO2, e óxido de tório/transurânico (TRUTh)O2 mais UO2. Todo o SF misto foi considerado como contendo 1/3 ou 1/4 de combustíveis à base de tório ou combustível reprocessado. As simulações foram implementadas nos códigos CFX Ansys e OpenFOAM©. Tb de simulações com Ansys variou de 4,05 h a 5,97 h, e de 3,45 h a 5,77 h de simulações com OpenFOAM©. Os resultados mostram que, independente do padrão de carga mista do SFP, a água alcançaria a temperatura de saturação mais rapidamente quando (TRU-Th)O2 estivesse presente. Em contraste, quando MOX estava presente, a Tb era maior.  
dc.format
application/pdf  
dc.language.iso
eng  
dc.publisher
Brazilian Journal of Development  
dc.rights
info:eu-repo/semantics/openAccess  
dc.rights.uri
https://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/2.5/ar/  
dc.subject
SPENT FUEL POOL  
dc.subject
OPENFOAM  
dc.subject
CFX  
dc.subject.classification
Ingeniería Nuclear  
dc.subject.classification
Ingeniería Mecánica  
dc.subject.classification
INGENIERÍAS Y TECNOLOGÍAS  
dc.title
Heat transfer in a simulated spent fuel pool for different types of spent fuels  
dc.title
Transferência de calor em um pool simulado de combustível queimado para diferentes tipos de combustíveis queimados  
dc.type
info:eu-repo/semantics/article  
dc.type
info:ar-repo/semantics/artículo  
dc.type
info:eu-repo/semantics/publishedVersion  
dc.date.updated
2024-02-05T13:57:09Z  
dc.journal.volume
9  
dc.journal.pagination
5004-5019  
dc.journal.pais
Brasil  
dc.journal.ciudad
Curitiba  
dc.description.fil
Fil: de Faria, Fernando Pereira. Departamento de Engenharia Nuclear; Brasil  
dc.description.fil
Fil: Godino, Dario Martin. Universidad Nacional de Rosario. Facultad de Ciencias Exactas Ingeniería y Agrimensura. Escuela de Ingeniería Mecánica; Argentina. Consejo Nacional de Investigaciones Científicas y Técnicas. Centro Científico Tecnológico Conicet - Santa Fe. Centro de Investigaciones en Métodos Computacionales. Universidad Nacional del Litoral. Centro de Investigaciones en Métodos Computacionales; Argentina  
dc.description.fil
Fil: Corzo, Santiago Francisco. Universidad Nacional del Litoral; Argentina. Consejo Nacional de Investigaciones Científicas y Técnicas. Centro Científico Tecnológico Conicet - Santa Fe. Centro de Investigaciones en Métodos Computacionales. Universidad Nacional del Litoral. Centro de Investigaciones en Métodos Computacionales; Argentina  
dc.description.fil
Fil: Ramajo, Damian Enrique. Universidad Nacional del Litoral; Argentina. Consejo Nacional de Investigaciones Científicas y Técnicas. Centro Científico Tecnológico Conicet - Santa Fe. Centro de Investigaciones en Métodos Computacionales. Universidad Nacional del Litoral. Centro de Investigaciones en Métodos Computacionales; Argentina  
dc.description.fil
Fil: Costa, Antonella Lombardi. Departamento de Engenharia Nuclear; Brasil  
dc.description.fil
Fil: Pereira, Claubia. Departamento de Engenharia Nuclear; Brasil  
dc.journal.title
Brazilian Journal of Development  
dc.relation.alternativeid
info:eu-repo/semantics/altIdentifier/doi/https://doi.org/10.34117/bjdv9n1-343  
dc.relation.alternativeid
info:eu-repo/semantics/altIdentifier/url/https://ojs.brazilianjournals.com.br/ojs/index.php/BRJD/article/view/56708