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http://hdl.handle.net/1843/56895
Type: | Artigo de Evento |
Title: | Validação da metodologia de geração de seções de choque no formato NEMTAB |
Other Titles: | Validation of the cross section generation methodology in NEMTAB format |
Authors: | Antonella Lombardi Costa Thomás Alves Bragança Claubia Pereira Bezerra Lima Patrícia Amélia de Lima Reis |
Abstract: | Em diversas situações de interesse, o acoplamento neutrônico-termohidráulico de códigos nucleares são importantes ferramentas usadas para análise de segurança. Dentro deste contexto, o Departamento de Engenharia Nuclear da UFMG em colaboração com instituições internacionais, vem fazendo uso do sistema acoplado PARCS (Pardue Advanced Reactor Core Simulator) / RELAP5 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). Para a representação do sistema estudado, faz-se necessário a geração das seções de choque macroscópicas que alimentam o sistema neutrônico, simulado através do código PARCS. A simulação neutrônica, á dependente da temperatura do refrigerante, será realimentada através de cálculos termo-hidráulicos do código RELAP. Dentro deste contexto, uma tese foi desenvolvida apresentando a metodologia de geração de seção de choque usando o código de cálculo de células WIMSD-5B (Winfrith Improved Multigroup Scheme). O objetivo deste trabalho é utilizar a metodologia já desenvolvida e criar uma plataforma de geração de seção de choques automatizada, de acordo com o sistema e as condições escolhidas pelo usuário. As seções de choque serão escritas no formato NEMTAB, formato usado pelo código de análise neutrônica PARCS. Além disso, tanto a metodologia como a plataforma serão validadas através de sua aplicação a um benchmark. |
Abstract: | In several situations of interest, the neutron-thermohydraulic coupling of nuclear codes are important tools used for safety analysis. Within this context, the Department of Nuclear Engineering at UFMG, in collaboration with international institutions, has been using the coupled system PARCS (Pardue Advanced Reactor Core Simulator) / RELAP5 (Reactor Excursion and Leak Analysis Program). For the representation of the studied system, it is necessary to generate the macroscopic cross sections that feed the neutronic system, simulated through the PARCS code. The neutron simulation, dependent on the coolant temperature, will be fed back through thermo-hydraulic calculations of the RELAP code. Within this context, a thesis was developed presenting the cross section generation methodology using the WIMSD-5B cell calculation code (Winfrith Improved Multigroup Scheme). The objective of this work is to use the methodology already developed and create an automated cross section generation platform, according to the system and conditions chosen by the user. The cross sections will be written in NEMTAB format, the format used by the PARCS neutron analysis code. Furthermore, both the methodology and the platform will be validated through their application to a benchmark. |
Subject: | Seção de choque (Física nuclear) Seção de choque (Física nuclear) - Simulação por computador Reatores nucleares - Medidas de segurança |
language: | por |
metadata.dc.publisher.country: | Brasil |
Publisher: | Universidade Federal de Minas Gerais |
Publisher Initials: | UFMG |
metadata.dc.publisher.department: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
Rights: | Acesso Aberto |
URI: | http://hdl.handle.net/1843/56895 |
Issue Date: | 2016 |
metadata.dc.url.externa: | https://sencir.nuclear.ufmg.br/anais-2/ |
metadata.dc.relation.ispartof: | Semana de Engenharia Nuclear e Ciências das Radiações |
Appears in Collections: | Artigo de Evento |
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