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O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Spent nuclear fuel (SNF) is removed from the nuclear reactor after the depletion on efficiency in generating energy. After the withdrawal from the reactor core, the SNF is temporarily stored in pools at the same site of the reactor. At this time, the generated heat and the short and medium lived radioactive elements decay to levels that allow removing SNF from the pool and sending it to temporary dry storage. In that phase, the fuel needs to be safely and efficiently stored, and then, it can be retrieved in a future, or can be disposed as radioactive waste. The amount of spent fuel increases annually and, in the next years, will still increase more, because of the construction of new nuclear plants. Today, the number of new facilities back up to levels of the 1970s, since it is greater than the amount of decommissioning in old installations. As no final decision on the back-end of the nuclear fuel cycle is foreseen in the near future in Brazil, either to recover the SNF or to consider it as radioactive waste, this material has to be isolated in some type of storage model existing around the world. In the present study it is shown that dry SNF storage is the best option. A national cask model for SNF as well these casks storage installation are proposed. It is a multidisciplinary study in which the engineering conceptual task was developed and may be applied to national SNF removed from the Brazilian power reactors, to be safely stored for a long time until the Brazilian authorities will decide about the site for final disposal.

O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Spent nuclear fuel (SNF) is removed from the nuclear reactor after the depletion on efficiency in generating energy. After the withdrawal from the reactor core, the SNF is temporarily stored in pools at the same site of the reactor. At this time, the generated heat and the short and medium lived radioactive elements decay to levels that allow removing SNF from the pool and sending it to temporary dry storage. In that phase, the fuel needs to be safely and efficiently stored, and then, it can be retrieved in a future, or can be disposed as radioactive waste. The amount of spent fuel increases annually and, in the next years, will still increase more, because of the construction of new nuclear plants. Today, the number of new facilities back up to levels of the 1970s, since it is greater than the amount of decommissioning in old installations. As no final decision on the back-end of the nuclear fuel cycle is foreseen in the near future in Brazil, either to recover the SNF or to consider it as radioactive waste, this material has to be isolated in some type of storage model existing around the world. In the present study it is shown that dry SNF storage is the best option. A national cask model for SNF as well these casks storage installation are proposed. It is a multidisciplinary study in which the engineering conceptual task was developed and may be applied to national SNF removed from the Brazilian power reactors, to be safely stored for a long time until the Brazilian authorities will decide about the site for final disposal.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T10:26:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T10:26:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T10:26:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T10:26:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Na construção de cascos resistentes de submarinos são utilizados, frequentemente, os processos de conformação a frio e de soldagem. Estes processos produzem na estrutura deformações plásticas permanentes originando tensões residuais. A presença das tensões residuais é equivalente a introduzir uma pré-carga inicial na estrutura, o que acelera o processo de plastificação, reduzindo à capacidade de resistência da estrutura à pressão hidrostática. Para quantificar esta redução foi realizado, inicialmente, um estudo considerando a presença das tensões residuais devido à conformação a frio das chapas do casco e do flange das cavernas, para submarinos com 6, 8 e 10 m de diâmetro, em aço HY100. Para isso, um modelo não-linear foi produzido considerando não-linearidades geométricas e de material. Complementarmente, também foi estudada a influência de perfis de tensões residuais definidos a partir de resultados experimentais na redução da pressão de colapso do casco resistente do submarino espanhol S-80. Estes perfis consideram a presença simultânea de tensões residuais de conformação e de soldagem. Em todos os modelos estudados, as tensões residuais foram introduzidas no modelo numérico utilizando o comando INISTATE disponível no software comercial Ansys. Este comando é frequentemente utilizado na literatura em modelos numéricos envolvendo tensões residuais e foi validado utilizando três modelos de referência disponíveis na literatura. Ao final, pôde-se verificar que a presença das tensões residuais acelera a plastificação do casco resistente e reduz a pressão de colapso em até 5%, sendo a tensão residual de conformação a que mais contribuí nesta redução. De qualquer forma, pôde-se concluir que a influência das tensões residuais é pequena quando comparada com a pressão de colapso obtida para cada casco resistente analisado. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

In a nuclear fuel cask, the heat generating spent fuel rods are packed in a housing and the resulting bundle is placed inside a cask of thick outer shell made of materials like lead or concrete. The cask presents a wide variation in geometrical dimensions ranging from the diameter of the rods to the diameter of the cask. To make the problem tractable, first the heat generating rod bundle alone is considered for analysis and the effective thermal conductance of the bundle is correlated in terms of the relevant parameters. In the second part, the bundle is represented as a solid of equivalent thermal conductance and the attention is focused on the modelling of the cask. The first part, dealing with the effective thermal conductance is solved using Fluent software, considering coupled conduction, natural convection and surface radiation in the heat generating rod bundle encased in a hexagonal sheath. Helium, argon, air and nitrogen are considered as working media inside the bundle. A correlation is obtained for the critical Rayleigh number which signifies the onset of natural convection. A correlation is also developed for the effective thermal conductance of the bundle, considering all the modes of transport, in terms of the maximum temperature in the rod bundle, pitch-to-diameter ratio, bundle dimension (or number of rods), heat generation rate and the sheath temperature. The correlation covers pitch-to-diameter ratios in the range 1.1-2, number of rods ranging from 19 to 217 and the heat generation rates encountered in practical applications. The second part deals with the heat transfer modeling of the cask with the bundle represented as a solid of effective (or equivalent) thermal conductance. The mathematical model describes two-dimensional conjugate natural convection and its interaction with surface radiation in the cask. Both Boussinesq and non-Boussinesq formulations have been considered for convection. Numerical solutions are obtained on a staggered mesh with a pressure correction method using a custom-made Fortran code. The surface radiation is coupled to the conduction and convection at the solid-fluid interfaces. Steady-state results are obtained using time-marching. Results for various quantities of interest, namely, the flow and temperature distributions, Nusselt numbers, and interface temperatures, are presented. The Grashof number based on the volumetric heat generation and gap width is varied from 105 to 5 ×109. The emissivities of the interfaces are varied from 0.2-0.8 for the radiative calculations. The solid-to-fluid thermal conductivity ratio for the inner cylinder is varied in the range 5-20 in the parametric studies. Simulations are also performed with thermal conductivity calculated in an iterative manner from bundle parameters. The dimensionless outer wall conductivity ratio is chosen to correspond to cask walls made of lead or concrete. The dimensionless thickness (with respect to gap width) of the outer shell is in the range of 0.0825-1, while the inner cylinder dimensionless radius is 0.2. Air is the working medium in the cask for which the Prandtl number is 0.71. Correlations are obtained for the average temperatures and Nusselt numbers at the inner interface in terms of the parameters. The radiation heat transfer is found to contribute significantly to the heat dissipation.