Solução da equação de difusão de nêutrons para o estudo da distribuição de potência em 3D, aplicado a reatores nucleares

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-05-09T16:42:31Z No. of bitstreams: 0 === Made available in DSpace on 2014-05-09T16:42:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2013 === Empregando a equação de difusão de nêutrons em estado estacionário multidimensional para s...

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Bibliographic Details
Main Author: COSTA, Danilo Leite
Other Authors: LIMA, Zelmo Rodrigues de
Language:Portuguese
Published: 2014
Subjects:
Online Access:http://hdl.handle.net/ien/636
Description
Summary:Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-05-09T16:42:31Z No. of bitstreams: 0 === Made available in DSpace on 2014-05-09T16:42:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2013 === Empregando a equação de difusão de nêutrons em estado estacionário multidimensional para simular o fluxo de nêutrons em reatores refrigerados água, e fazendo uso do Método de Diferenças Finitas, o presente trabalho tem por objetivo apresentar um estudo sobre o comportamento da distribuição de potência num reator tipo PWR, considerando a intensidade e a migração dos picos de potência à medida que ocorre a inserção das barras de controle no núcleo. Além disso, tomando como ponto de partida a distribuição axial de potência ao longo da vareta de maior fluxo de calor, realiza-se a análise térmica dessa vareta e do canal refrigerante associado. Para tal é empregado o código Fuel_Rod_3D, que usa o Método dos Elementos Finitos para modelar uma vareta combustível e seu canal refrigerante, possibilitando a simulação do comportamento termohidráulico de uma única vareta discretizada em três dimensões, considerando o fluxo de calor a partir do interior da pastilha combustível, passando pelo "gap" e pelo revestimento até alcançar o fluido refrigerante === This Work aims to present a study about the power distribution behavior in a PWR type reactor, considering both intensity and migration of power peaks due to insertion of control rods into the core. Employing the multidimensional steady-state neutron diffusion equation in order to simulate the neutron flux, and using the Finite Difference Method. Furthermore, based on the axial power distribution on the largest heat flux rod, is carried out thermal analysis of this rod and associated coolant channel. For this purpose is employed the Fuel_Rod_3D code, it uses the Finite Element Method to model the fuel rod and the associated coolant channel, allowing the thermohydraulics simulation of a single rod discretized in three dimensions, considering the heat flux from the pellet, crossing the gap and the cladding until it reaches the coolant.