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http://hdl.handle.net/1843/MBAM-7YYG7K
Full metadata record
DC Field | Value | Language |
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dc.contributor.advisor1 | Claubia Pereira Bezerra Lima | pt_BR |
dc.contributor.advisor-co1 | Maria Auxiliadora Fortini Veloso | pt_BR |
dc.contributor.referee1 | Maria Auxiliadora Fortini Veloso | pt_BR |
dc.contributor.referee2 | Antonella Lombardi Costa | pt_BR |
dc.contributor.referee3 | Stela Dalva Santos Cota | pt_BR |
dc.contributor.referee4 | Alexandre David Caldeira | pt_BR |
dc.contributor.referee5 | Rubens Souza dos Santos | pt_BR |
dc.creator | Clarysson Alberto Mello da Silva | pt_BR |
dc.date.accessioned | 2019-08-10T22:04:58Z | - |
dc.date.available | 2019-08-10T22:04:58Z | - |
dc.date.issued | 2009-11-19 | pt_BR |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/1843/MBAM-7YYG7K | - |
dc.description.abstract | This work proposes a methodology of MHR (Modular Helium Reactor) simulation using the WIMSD-5B (Winfrith Improved Multi/group Scheme) nuclear code which is validated by MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle transport eXtend) nuclear code. The goal is verify the capability of WIMSD-5B to simulate a reactor type GT-MHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor), considering all the fuel recharges possibilities. Also is evaluated the possibility of WIMSD-5B to represent adequately the fuel evolution during the fuel recharge. Initially was verified the WIMSD-5B capability to simulate the recharge specificities of this model by analysis of neutronic parameters and isotopic composition during the burnup. After the model was simulated using both WIMSD-5B and MCNPX 2.6.0 codes and the results of keff, neutronic flux and isotopic composition were compared. The results show that the deterministic WIMSD-5B code can be applied to a qualitative evaluation, representing adequately the core behavior during the fuel recharges being possible in a short period of time to inquire about the burned core that, once optimized, can be quantitatively evaluated by a code type MCNPX 2.6.0. | pt_BR |
dc.description.resumo | Neste trabalho se propõe uma metodologia de simulação de reatores MHR usando o código nuclear WIMSD-5B (Winfrith Improved Multi-group Scheme) que é validada usando o código MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle transport eXtend). O objetivo é verificar a capacidade do WIMSD-5B de simular um reator do tipo GT-MHR (Gás Turbine Modular Helium Reactor), considerando todas as suas possibilidades de recargas. Também é avaliada a possibilidade do WIMSD-5B em representar adequadamente a evolução do combustível ao longo das diversas recargas. Inicialmente verifica-se a capacidade do WIMSD-5B em simular as especificidades de recarga deste sistema através da análise dos parâmetros neutrônicos e composição isotópica do combustível durante a queima. Posteriormente, o sistema é simulado usando ambos os códigos WIMSD-5B e MCNPX 2.6.0 e os resultados do keff, do fluxo neutrônico e da composição obtidos nos dois códigos são comparados. Os resultados mostram que o código WIMSD-5B, determinístico, pode ser usado para uma avaliação qualitativa, representando adequadamente o comportamento do núcleo durante as recargas, sendo possível, em um curto intervalo de tempo obter informações a respeito da queima do núcleo que, uma vez otimizado, poderá ser avaliado quantitativamente por um código do tipo MCNPX 2.6.0. | pt_BR |
dc.language | Português | pt_BR |
dc.publisher | Universidade Federal de Minas Gerais | pt_BR |
dc.publisher.initials | UFMG | pt_BR |
dc.rights | Acesso Aberto | pt_BR |
dc.subject | WIMS-D5 | pt_BR |
dc.subject | Reatores nucleares | pt_BR |
dc.subject | Técnica PUREX | pt_BR |
dc.subject.other | Elementos actinideos | pt_BR |
dc.subject.other | Engenharia nuclear | pt_BR |
dc.title | Desenvolvimento de uma metodologia para simulação de reatores refrigerados a gás com propósito de transmutação | pt_BR |
dc.type | Tese de Doutorado | pt_BR |
Appears in Collections: | Teses de Doutorado |
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