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Antonella Lombardi CostaClaubia Pereira Bezerra LimaMaria Auxiliadora Fortini VelosoHugo Cesar RezendeMarcelo Antonio VelosoAndre Augusto Campagnole dos SantosPatricia Amelia de Lima Reis2019-08-12T11:10:03Z2019-08-12T11:10:03Z2013-11-20http://hdl.handle.net/1843/RAOA-BAQMBCOs 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 acessóriasThe computational advances observed in the last two decades have provided direct impact on the researches related to nuclear simulations which use several types of computer codes, including coupled between them, allowing also the analytical simulation and represent with very much accuracy the real behavior of nuclear plants. In this way, studies of complex scenarios in nuclear reactors have been improved by the use of thermal-hydraulic (TH) and neutron kinetics (NK) coupled system codes. This technique consists in incorporating three-dimensional (3D) neutron modeling of the reactor core into system codes, mainly to simulate transients that involve asymmetric core spatial power distributions and strong feedback effects between neutronics and reactor thermal-hydraulics. Therefore, this work presents a series of steps needed to develop a proposal for a methodology of coupling between thermal-hydraulic and neutron kinetics system codes using as a model the research reactor TRIGA IPR-R1. The results obtained are satisfactory and represent important part of the development of this methodology. The codes involved in this work were: RELAP5-MOD3.3, RELAP5-3D 3.0.0, PARCS 2.7 and WIMSD-5B beyond of several graphical interfaces and computational accessory toolsUniversidade Federal de Minas GeraisUFMGEngenharia nuclearReatores nuclearesReatores nucleares de pesquisaAcoplamento entre códigosRELAP5PARCSEngenharia nuclearReatores nuclearesAnálise de negurançaEstudos neutrônicos e termo-hidráulicos para o desenvolvimento de uma metodologia de acoplamento entre códigos aplicada ao reator de pesquisa TRIGA IPR-R1info:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/doctoralThesisinfo:eu-repo/semantics/openAccessporreponame:Repositório Institucional da UFMGinstname:Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)instacron:UFMGORIGINALtesecompletafinal.pdfapplication/pdf3711997https://repositorio.ufmg.br/bitstream/1843/RAOA-BAQMBC/1/tesecompletafinal.pdfef127a3747b86f9e0b9f1f776d00362fMD51TEXTtesecompletafinal.pdf.txttesecompletafinal.pdf.txtExtracted texttext/plain217740https://repositorio.ufmg.br/bitstream/1843/RAOA-BAQMBC/2/tesecompletafinal.pdf.txt913e78f8037001b305790eab955f26d5MD521843/RAOA-BAQMBC2019-11-14 17:38:08.108oai:repositorio.ufmg.br:1843/RAOA-BAQMBCRepositório InstitucionalPUBhttps://repositorio.ufmg.br/oaiopendoar:2019-11-14T20:38:08Repositório Institucional da UFMG - Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG)false
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