Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-10-04T18:36:05Z No. of bitstreams: 1 RUBENS SOUZA DOS SANTOS D.PDF: 1164839 bytes, checksum: 6ada538e487c4b9ddff6995d0bfd5cb3 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-10-04T18:36:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 RUBENS SOUZA DOS SANTOS D.PDF: 1164839 bytes, checksum: 6ada538e487c4b9ddff6995d0bfd5cb3 (MD5) Previous issue date: 2004-04 / Nesta tese são determinadas as temperaturas nos termopares localizados nas saídas dos canais de refrigeração do núcleo de um reator do tipo PWR, para identificar a ocorrência de um acidente de queda de barra de controle durante a operação a potência do reator. Para isso, foi utilizado o modelo da difusão multigrupo na geometria cilíndrica, para cálculo do fluxo de nêutrons e consequentemente, da densidade de potência. Na solução da equação da difusão de nêutrons multigrupo discretizada, foi utilizado o método iterativo SOR (Successive Over-Relaxation), incluindo o método de extrapolação de fonte de Chebyshev nas iterações externas. Foi também desenvolvida nesta tese uma técnica de cilindrização dos arranjos do núcleo para levar em consideração as propriedades dos diferentes materiais dos elementos combustíveis. Para cálculo das temperaturas nas varetas, foi utilizado um modelo específico de transferência de calor unidimensional na pastilha e revestimento, assumindo um valor médio para as propriedades térmicas. Mesmo assim foram usados passos iterativos numa seção axial da vareta, na atualização das propriedades térmicas. Os resultados gerados mostraram a efetividade do modelo para identificar o evento de queda de barra numa posição do núcleo do reator. A distribuição de temperatura obtida com o sistema desenvolvido poderá ser utilizada em um sistema especialista para identificação, em linha e em tempo real, do evento de queda de barra de controle. / In this thesis are determined the temperatures in the thermocouple located at the exit of the coolant channels of the reactor core of a typical PWR, for identifying the occurrence of the control rod drop accident during the operation in power of the reactor. For that purpose, the multigroup diffusion model was used in cylindrical geometry, for calculation of neutron fluxes and consequently, power densities. Solution of the discretized multigroup neutron diffusion equation, was obtained using the SOR iterative method (Successive Over-Relaxation), in addition to the source extrapolation method of Chebyshev in the outer iterations. It also was developed in this thesis a cylindrization technique for the assemblies of the core, to consider the properties of the different materials of the assemblies. For calculation of the temperatures in the rods, use was made of a one dimensional heat transfer model in the pellet and cladding, assuming an average value for the thermal properties. An iterative step in a section axial of the rod was used, to update the thermal properties. The generated results showed the effectiveness of the model in identifying a control rod dropped into a position in the reactor core. The temperature distribution obtained with the developed system will be able to be used in an intelligent system for identification, in line and in real-time, of the control rod drop event.