Estudos neutrônicos e termo-hidráulicos para o desenvolvimento de uma metodologia de acoplamento entre códigos aplicada ao reator de pesquisa TRIGA IPR-R1

• Autor(a) principal: Patricia Amelia de Lima Reis
• Data de Publicação: 2013
• Tipo de documento: Tese
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFMG
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/1843/RAOA-BAQMBC
• topic: Reatores nucleares de pesquisa; Acoplamento entre códigos; RELAP5; PARCS; Engenharia nuclear; Reatores nucleares; Análise de negurança; Engenharia nuclear; Reatores nucleares

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