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dc.contributor.advisor1Claubia Pereira Bezerra Limapt_BR
dc.contributor.advisor-co1Andre Augusto Campagnole dos Santospt_BR
dc.contributor.referee1Antonella Lombardi Costapt_BR
dc.contributor.referee2Hugo Cesar Rezendept_BR
dc.contributor.referee3Marcelo Antonio Velosopt_BR
dc.creatorVitor Vasconcelos Araujo Silvapt_BR
dc.date.accessioned2019-08-13T13:48:47Z-
dc.date.available2019-08-13T13:48:47Z-
dc.date.issued2016-12-19pt_BR
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/1843/BUOS-APCNW3-
dc.description.abstractThe development of a fine mesh coupled neutronics/thermal-hydraulics framework mainly using open source software is presented. The contributions proposed go in two different directions: one, is the focus on the open software development, a concept widely spread in many fields of knowledge but rarely explored in the nuclear engineering field; the second, is the use of operating system shared memory as a fast and reliable storage area to couple the computational fluid dynamics (CFD) software OpenFOAM to the free and flexible reactor core analysis code milonga. This concept was applied to simulate the behavior of the TRIGA Mark 1 IPR-R1 reactor fuel pin in steady-state mode. The macroscopiccross-sections for the model, a set of two-group cross-sections data, were generated using WIMSD-5B code. The results show that this innovative coupled system gives consistent results, encouraging system further development and its use for complex nuclear systems.pt_BR
dc.description.resumoNesta tese descreve-se o desenvolvimento de um sistema de cálculos neutrônicos e termohidráulicos acoplados que utiliza malhas finas não-estruturadas como domínio de solução e totalmente baseado em software livre. As contribuições propostas seguem em dois diferenteseixos: uma delas é o foco na utilização da forma de desenvolvimento de sistemas de computação abertos, um conceito amplamente utilizado em diversas áreas do conhecimento mas raramente explorado no campo de Engenharia Nuclear; a segunda é o uso de memória compartilhada do sistema operacional como uma área de armazenamento de dados de confiável e rápido acesso para acoplar o sistema de dinâmica dos fluidos computacional (CFD) OpenFOAM e o gratuito e flexível código de análise de reatores milonga. Este conceito foi aplicado na simulação do comportamento de um modelo simplificado de um combustível do reator TRIGA Mark 1 IPR-R1 em estado estacionário. As seções de choque macroscópicas utilizadas pelo modelo, um conjunto para dois grupos de energia, foram geradas utilizando o código WIMSD-5B. Os resultados mostram que esta inovadoraforma de acoplamento neutrônico e termo-hidráulico leva a resultados consistentes, encorajando o futuro desenvolvimento deste sistema e seu uso na simulação de sistemasnucleares complexos.pt_BR
dc.languagePortuguêspt_BR
dc.publisherUniversidade Federal de Minas Geraispt_BR
dc.publisher.initialsUFMGpt_BR
dc.rightsAcesso Abertopt_BR
dc.subjectOpenFOAMpt_BR
dc.subjectfinitospt_BR
dc.subjectVolumespt_BR
dc.subjectNeutrônicapt_BR
dc.subjectTermo-hidráulicapt_BR
dc.subjectAcoplamentopt_BR
dc.subjectMilongapt_BR
dc.subjectFree softwarept_BR
dc.subject.otherMétodo dos volumes finitospt_BR
dc.subject.otherEngenharia nuclearpt_BR
dc.subject.otherReatores nuclearespt_BR
dc.subject.otherSoftware livrept_BR
dc.titleAcoplamento neutrônico e termo-hidráulico usando os códigos milonga e OpenFOAM: uma abordagem com software livrept_BR
dc.typeTese de Doutoradopt_BR
Aparece en las colecciones:Teses de Doutorado

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