A análise de segurança de criticalidade nuclear é uma atividade mandatória sob o ponto de vista de licenciamento de uma instalação que manipula qualquer quantidade de material físsil. Este trabalho apresenta uma metodologia de análise para uma instalação fabril que processa e estoca ligas de urânio enriquecido. Trata-se da verificação da instalação para que se evite qualquer evento de acidente nuclear, seja por um equipamento inseguro, seja por um arranjo inseguro dos materiais. Todo o ciclo do urânio, principalmente as instalações envolvidas na fabricação do combustível nuclear, é avaliado quanto à segurança contra a criticalidade nuclear. A disponibilidade de informações relacionadas à segurança das instalações para combustíveis de reatores de potência comerciais (PWR e BWR, das siglas em inglês para reator de água pressurizada e reator de água fervente, respectivamente) utilizando o dióxido de urânio (UO2) com baixo nível de enriquecimento são amplamente compartilhadas. No entanto, informações sobre parâmetros seguros de criticalidade nuclear voltadas para combustíveis à base de ligas de urânio com nível de enriquecimento médio (até 20%) são raras na literatura. Dessa forma, o trabalho proposto visa suprir essa carência ao desenvolver um método de análise de criticalidade voltada para uma instalação destinada à fabricação de combustível nuclear, utilizando ligas metálicas urânio com 20% de enriquecimento. / Nuclear Criticality Safety analysis is a mandatory licensing activity for a facility that handles a certain amount of fissile material. This work presents an analysis methodology for a plant which processes and stores uranium alloys enriched. It is the verification of the facility in order to avoid any nuclear accident event, either by unsafe equipament or by an unsafe arrangement of materials. The whole uranium cycle, mainly the facilities involved in manufacturing of nuclear fuel is evaluated for safety against nuclear criticality. The availability of information related to facilities safety for fuel of commercial power reactors facilites (PWR and BWR, Pressurized Water Reactor and Boiling Water Reactor respectively) using the mixed oxide of uranium (UO2) with low enrichment level are widely shared. However, information of safe parameters focused on the nuclear criticality of uranium alloys based fuels with average enrichment level (up to 20%) are scarse in the literature. Thus, the proposed work aims to fill this need by developing a criticality analysis method focused on a facility dedicated to the manufacture of nuclear fuel using uranium alloys with 20% degree of enrichment.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:usp.br/oai:teses.usp.br:tde-22072016-163832 |
| Date | 29 June 2015 |
| Creators | Santos, Vinícius Oliveira dos |
| Contributors | Schön, Claudio Geraldo |
| Publisher | Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USP |
| Source Sets | Universidade de São Paulo |
| Language | Portuguese |
| Detected Language | Portuguese |
| Type | Dissertação de Mestrado |
| Format | application/pdf |
| Rights | Liberar o conteúdo para acesso público. |
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