Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2016-12-07T13:40:04Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Pamela Iara Nolasco Teixeira.pdf: 4764867 bytes, checksum: 484369bee67bddfdfa565b4be4cb3ef3 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-12-07T13:40:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Pamela Iara Nolasco Teixeira.pdf: 4764867 bytes, checksum: 484369bee67bddfdfa565b4be4cb3ef3 (MD5) Previous issue date: 2016-06 / O presente trabalho propõe o desenvolvimento de um método para modelagem de funções críticas de segurança de um reator nuclear utilizando FPGA e implementadas por VHDL, que é uma forma de se descrever, através de um programa, o comportamento de um circuito ou componente digital.Foram implementadas duas funções críticas de segurança, FCS de Resfriamento do Núcleo, responsável por resfriar o núcleo do reator nas paradas da usina e também na hipótese de acidentes com perda de refrigerante e FCS Transferência de Calor,responsável por refrigerar o núcleo do reator na hipótese de um acidente com perda de refrigerante. Nesta Dissertação foi escolhido a utilização do FPGA, pois ,devido aos efeitos do envelhecimento, problemas de obsolescência, degradação ambiental e falhas mecânicas, as usinas nucleares precisam substituir seus sistemas mais antigos por sistemas baseados em tecnologias digitais.Os resultados obtidos utilizando um sistema descrito em linguagem de hardware pode ser implementado em um dispositivo programável, tendo a grande vantagem da alteração do código a qualquer momento. / This paper proposes the development of a method using FPGA for critical security functions of a nuclear reactor. It was implemented two critical safety functions in VHDL, which is a way to describe, through a program, the behavior of a circuit or digital component. Which is one way to describe, through a program, the behavior of a digital circuit or component.They were implemented two critical security functions, FCS Core Cooling, responsible for cooling the reactor core in the charts of the plant and also in the event of accidents involving loss of coolant and FCS Heat Transfer, responsible for cooling the reactor core in the event an accident with loss of coolant. In this Dissertation was the use of FPGA chosen because, due to the effects of aging, obsolescence issues, environmental degradation and mechanical failures, nuclear power plants need to replace their older systems by systems based on results digitais. The technologies obtained using a system described hardware language can be implemented in a programmable device, having the advantage of changing the code at any time