| Summary: | === This work presents a model developed for thermal hydraulic (TH) simulation of the Multipurpose Brazilian Reactor (RMB), whose Brazilian proposal for design, construction and operation was established in 2007. This reactor has as main proposed the production of radioisotopes for use in exams of nuclear medicine, material tests and utilization of neutrons beams. Besides of the TH modeling and safety analysis of the reactor, the application of a methodology to perform coupled calculation thermal-hydraulic/neutron kinetic (TH/NK) is also presented. Initially, the RMB was modeled in the safety analysis RELAP5 code. This code performs the thermal hydraulic calculation using point kinetics. Subsequently, the model was adapted and verified to the RELAP5-3D© code. This code performs the process of internal coupling through the option of nodal neutron kinetics calculation using the NESTLE code which solves the neutron diffusion equation. To generate the neutronic group constants, which are macroscopic cross sections that serve as input data for the neutronic codes, it was used the WIMSD-5B cell calculation code. The neutron analysis code PARCS was also used to model the 3D RMB core in order to compare the results of radial and axial average power distribution with the results generated by RELAP5-3D© code and with the available results of the CITATION neutron kinetic code. The safety analyses demonstrated safe behavior of the reactor through situations of possible transients. The 3D coupled calculations to the steady state operation also showed expected behavior, as well as the RMB neutronic analyzes performed with the codes NESTLE and PARCS. === Este trabalho apresenta um modelo desenvolvido para simulação termo-hidráulica (TH) do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), cuja proposta brasileira de projeto, construção e operação foi estabelecida em 2007. Este reator tem como principais propósitos a produção de radioisótopos para serem usados em exames em medicina nuclear, testes de materiais e utilização de feixes de nêutrons. Além da modelagem TH e análise de segurança do reator, a aplicação da metodologia para realizar cálculo acoplado termo-hidráulico/neutrônico (TH/NK) também é apresentada. Inicialmente, o RMB foi modelado no código de análise de segurança RELAP5. Esse código faz análise da parte termo-hidráulica utilizando cálculo de cinética pontual. Posteriormente, o modelo foi adaptado e verificado para o código RELAP5-3D©. Este código realiza o processo de acoplamento interno através da opção de cálculo de cinética nodal utilizando o código neutrônico NESTLE o qual resolve a equação de difusão de nêutrons. Para gerar as constantes de grupo, que são seções de choque macroscópicas que servem como dados de entrada para o código de análise neutrônica, foi utilizado o código de cálculo de célula WIMSD-5B. O código de análise neutrônica PARCS também foi utilizado para modelar o núcleo 3D do RMB, a fim de comparar os resultados de distribuição de potência média radial e axial do núcleo com os resultados gerados pelo código RELAP5-3D© e dados disponíveis calculados pelo código de análise neutrônica CITATION. Os resultados de análise de segurança demonstram comportamento seguro do reator mediante situações de possíveis transitórios. Os resultados de cálculo acoplado 3D para o regime estacionário também apresentaram resultados adequados dentro da margem de segurança, assim como as análises neutrônicas do RMB realizadas com os códigos PARCS e NESTLE.
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