Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-08T03:22:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Franco_MiltonBatista_D.pdf: 5657387 bytes, checksum: 9e99cd3d82f91d042547d9255ae0b274 (MD5) Previous issue date: 2006 / Resumo: Este trabalho teve como objetivo determinar os parâmetros f, a, índice espectral e temperatura de nêutrons na mesa (parada e girando) e no tubo central do REATOR IPR-R1, visando a aplicação da técnica de ativação neutrônica paramétrica ko. É um método monopadrão de análise química por ativação neutrônica de aplicação bastante geral que elimina preparações tediosas de curvas de padrões, com capacidade analítica quantitativa multielementar e com uma exatidão comparável ao método relativo clássico¿Observação: O resumo, na íntegra poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: This research intended to determine the nuclear parameters a, f, spectral index and neutron temperature in several irradiations positions of the TRIGA MARK I IPR-R1 reactor, for use on the parametric method ko in the CDTN. Ko is a monostandard method of neutron activation analysis. It is, on the whole, experimentally simple, flexible and an important tool for accurate and convenient standardization in instrumental multi-element analysis...Note: The complete abstract is available with the full electronic digital thesis or dissertations / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-04T05:25:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Mesquita_AmirZacarias_D.pdf: 6016264 bytes, checksum: 00f6515432485b46007d7639b12802fc (MD5) Previous issue date: 2005 / Resumo: O Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA IPR-RI completou em novembro de 2004, 44 anos de operação. Inicialmente sua potência máxima era de 30 kW térmicos, posteriormente acrescentaram-se mais elementos combustíveis ao núcleo aumentando a potência para 100 kW, sendo esta a atual potência licenciada. Novos combustíveis foram acrescentados recentemente permitindo que a potência atinja níveis de 250 kW. O TRIGA IPR-RI é um reator de piscina com o núcleo refrigerado por circulação natural. Apesar dos vários trabalhos de pesquisa realizados nesta instalação, notadamente em ativação neutrônica, existe uma carência de dados termo-hidráulicos teóricos e experimentais sobre seu funcionamento. Sendo assim rea1izou-se-se uma série de testes experimentais dando enfoque a medidas de temperatura no centro do elemento combustível, no núcleo e no poço, com o reator operando em vários níveis de potência. As experiências aqui relatadas fazem parte da programação de pesquisas do CDTN/CNEN, que têm como objetivo comissionar o Reator TRIGA IPR-RI para a operação rotineira a 250 kW. Este trabalho descreve os estudos analíticos e experimentais realizados com o intuito de determinar a distribuição das temperaturas no reator. Desenvolveu-se uma metodologia para a calibração e monitoração da potência dissipada pelo núcleo, implantando assim novos canais de medida de potência por processo térmico. A condutividade térmica do elemento combustível e o coeficiente de transferência de calor de seu revestimento para o refrigerante foram avaliados experimentalmente. Foi proposta uma formulação para a determinação do valor da condu1ância na interface entre combustível e seu revestimento (gap). Os resultados experimentais foram comparados com valores teóricos encontrados na literatura. Como subsídio às experiências, desenvolveu-se um sistema e um programa de coleta e processamento de dados para o reator, capaz de acompanhar em tempo real e registrar seus - principais parâmetros operacionais. As experiências realizadas permitiram uma melhor compreensão do comportamento termofluidodinâmico do reator, ajudando no aperfeiçoamento de sua modelagem e contribuindo para a sua segurança operacional / Abstract: The TRIGA-IPR-R1 Research Nuclear Reactor has completed 44 years in operation in November 2004. Its initial nominal thermal power was 30 kW. In 1979 its power was increased to 100 kW by adding new fuel elements to the reactor. Recently some more fuel elements were added to the core increasing the power to 250 kW. The TRIGA-IPR-R1 is a pool type reactor with a natural circulation core cooling system. Although the large number of experiments had been carried out with this reactor, mainly on neutron activation analysis, there is not many data on its thermal-hydraulics processes, whether experimental or theoretical 80 a number of experiments were carried out with the measurement of the temperature inside the fuel element, in the reactor core and along the reactor pool. During these experiments the reactor was set in many different power levels. These experiments are part of the CDTN/CNEN research program, and have the main objective of commissioning the 1RIGA-IPR-Rl reactor for routine operation at 250 kW. This work presents the experimental and theoretical analyses to determine the temperature distribution in the reactor. A methodology for the calibration and monitoring the reactor thermal power was also developed. This methodology allowed adding others power measuring channels to 1he reactor by using thermal processes. The fuel thermal conductivity and the heat transfer coefficient from the cladding to the coolant were also experimentatly valued. It was also presented a correlation for the gap conductance between the fuel and the cladding. The experimental results were compared with theoretical calculations and with data obtained from technical literature. A data acquisition and processing system and a software were developed to help the investigation. This system allows on line monitoring and registration of the main reactor operational parameters. The experiments have given better comprehension of the reactor thermal-fluid - dynamics and helped to develop numerical models, contributing to operational safety improvements / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador : Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-04T01:56:06Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Veloso_MariaAuxiliadoraFortini_D.pdf: 6659840 bytes, checksum: 9158a84e3db6fe7278b8e1cc55b8277e (MD5) Previous issue date: 2004 / Resumo: O programa computacional STHIRP-1 (Simulação Termo-Hidráulica de Reatores de Pesquisa), cujos fundamentos são descritos neste trabalho, utiliza os princípios da técnica de subcanais e tem a capacidade de simular, em condições estacionárias e transitórias, os fenômenos térmicos e hidráulicos que ocorrem no núcleo de um reator de pesquisa refrigerado a água sob regime de convecção natural. Os modelos e correlações empíricos necessários para descrição das grandezas do escoamento que não podem ser descritos por relações teóricas foram selecionados de acordo com as características de operação do reator. Apesar de o objetivo primeiro ser o cálculo de reatores de pesquisa, a formulação utilizada para descrever o escoamento do fluido e a condução térmica nos elementos aquecedores é suficientemente geral para estender o uso do programa a aplicações em reatores de potência e a outros sistemas térmicos que tenham as características representadas pelas equações do programa. Para demonstrar a capacidade analítica de STHIRP-1, foram feitas comparações entre resultados calculados e medidos no reator de pesquisa TRIGA IPR-R1 do CDTN/CNEN. Os resultados indicam que o programa reproduz com boa precisão dados experimentais de temperaturas de saída de subcanais. No entanto, resultados experimentais mais consistentes deverão ser usados no futuro para corroborar a validação do programa / Abstract: The STHIRP-1 computer program, which fundamentals are described in this work, uses the principles of the subchannels analysis and has the capacity to simulate, under steady state and transient conditions, the thermal and hydraulic phenomena which occur inside the core of a water-refrigerated research reactor under a natural convection regime. The models and empirical correlations necessary to describe the flow phenomena which can not be described by theoretical relations were selected according to the characteristics of the reactor operation. Although the primary objective is the calculation of research reactors, the formulation used to describe the fluid flow and the thermal conduction in the heater elements is sufficiently generalized to extend the use of the program for applications in power reactors and other thermal systems with the same features represented by the program formulations. To demonstrate the analytical capacity of STHIRP-1, there were made comparisons between the results calculated and measured in the research reactor TRIGA IPR-R1 of CDTN/CNEN. The comparisons indicate that the program reproduces the experimental data with good precision. Nevertheless, in the future there must be used more consistent experimental data to corroborate the validation of the program / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

O progresso de projetos anteriores salientou a necessidade de tratar o problema dos softwares para detecção, a partir de bases de dados de publicações científicas, de tendências emergentes de pesquisa e desenvolvimento. Evidenciou-se a carência de aplicações computacionais eficientes dedicadas a este propósito, que são artigos de grande utilidade para um melhor planejamento de programas de pesquisa e desenvolvimento em instituições. Foi realizada, então, uma revisão dos softwares atualmente disponíveis, para poder-se delinear claramente a oportunidade de desenvolver novas ferramentas. Como resultado, implementou-se um aplicativo chamado Citesnake, projetado especialmente para auxiliar a detecção e o estudo de tendências emergentes a partir da análise de redes de vários tipos, extraídas das bases de dados científicas. Através desta ferramenta computacional robusta e eficaz, foram conduzidas análises de frentes emergentes de pesquisa e desenvolvimento na área de Sistemas Geradores de Energia Nuclear de Geração IV, de forma que se pudesse evidenciar, dentre os tipos de reatores selecionados como os mais promissores pelo GIF - Generation IV International Forum, aqueles que mais se desenvolveram nos últimos dez anos e que se apresentam, atualmente, como os mais capazes de cumprir as promessas realizadas sobre os seus conceitos inovadores. / The progress of previous projects pointed out the need to face some problems of software for detecting emerging research and development trends from databases of scientific publications. It became evident the lack of efficient computing applications dedicated to this purpose that are artifacts of great usefulness to better planning research and development programs in institutions. A review of the currently available software was performed, in order to clearly delineate the opportunity to develop new tools. As a result, a software called Citesnake was implemented, designed particularly to help the detection and study of emerging trends from the analysis of networks of several types extracted from the scientific databases. Using this robust and effective computational tool, analyzes of emerging research and development trends were performed in the field of Generation IV Nuclear Power Generation Systems, in such a way to point out, among the most promising reactor types selected by the GIF - Generation IV International Forum, those that have better evolved over the past ten years and seem to be currently the most capable of fulfilling the promises made on their innovative concepts.

Bombas eletromagnéticas termoelétricas (EMTE) podem ser usadas no controle do escoamento nos circuitos primário e secundário de reatores nucleares espaciais, refrigerados a metal líquido. Para se simular o sistema e avaliar o desempenho de bombas EMTE, em estado estacionário, foi desenvolvido um programa computacional, denominado BEMTE, que estuda os principais parâmetros de funcionamento da bomba e determina o ponto de atuação do sistema, para uma dada potência de operação do reator. O esquema elaborado utiliza: 1. um modelo para simulação dos conversores termoelétricos da bomba e cálculo da corrente elétrica total gerada; 2. o programa POISSON, acoplado ao BEMTE, que resolve as equações de Maxwell e calcula a distribuição do campo magnético nos canais da bomba; 3. um modelo de cálculo de altura dinâmica da bomba, a partir da interação campo-corrente nos canais, e 4. para o fechamento do problema, um estudo simplificado do trocador de calor e das perdas de pressão nos circuitos do reator. Os resultados obtidos em cada etapa do programa foram satisfatórios, comparados aos dados experimentais. O programa mostrou-se adequado ao projeto e simulação de bombas eletromagnéticas de corrente contínua.

A primeira reação nuclear em cadeia autosustentada controlada foi obtida em 2 de dezembro de 1942. Daí em diante, o crescimento da energia nuclear, inicialmente estimulado por fins militares, foi rápido. Ás aplicações civis no setor da geração de eletricidade foram adquirindo, ao longo do tempo, um papel sempre mais importante nas matrizes energéticas de muitos paises. Em 1987, 418 reatores nucleares no mundo estavam produzindo eletricidade em escala comercial. Dois terços destes reatores eram localizados em 7 países: Estados Unidos, União Soviética, França, Reino Unido, Alemanha, Canadá e Japão. Nos anos 90, o setor nuclear experimentou um grande retardo, devido principalmente ao acidente de Chernobyl e a uma revisão otimista das perspectivas de esgotamento das reservas de petróleo e dos outros combustíveis fosseis. Em 2005 o número de reatores para geração de eletricidade em operação no mundo era de 441, não muito diferente do numero de reatores em operação em 1987. Neste panorama o primeiro objetivo deste trabalho é analisar o estado da arte da geração núcleo elétrica e do ciclo do combustível nos países acima mencionados, partindo de uma revisão histórica. O caso do Brasil é abordado também por ser o país onde este trabalho é desenvolvido. Uma vez concluído o quadro da geração núcleo elétrica a nível internacional, são analisadas as novas tecnologias no setor da geração núcleo elétrica e as tendências e as iniciativas para o futuro da utilização da energia nuclear. São também abordadas as principais questões que sempre acompanharam o debate sobre a energia nuclear: a segurança, o meio ambiente, a proliferação e o mais moderno conceito de desenvolvimento sustentável. É importante antecipar que o objetivo deste trabalho não é de julgar os acontecimentos e de influenciar a opinião do leitor a favor da energia nuclear, mas de selecionar materiais e dados para informar e assim fornecendo um texto que seja uma coleção de informações e sugestões de aprofundamentos e não uma fonte de polêmicas. / On December 2, 1942, man first initiated a self-sustaining nuclear chain reaction, and controlled it. Since then, nuclear energy development, firstly estimulated by military goals, was fast. But nuclear energy use for electricity production grew too, until becoming a very important energy source in the world energy mix. In 1987 there were in the world 418 nuclear reactors capable of producing commercially useful supplies of electricity. Over two thirds were in just seven countries: United States, Soviet Union, France, United Kingdom, Germany, Canada and Japan. In the 90s, nuclear energy development slowed down as a consequence of the Chernobyl accident and of the more optimistic evaluations of world oil resources. In 2005 the number of nuclear reactors commercially producing electricity amounted to 441, not much more than the 418 reactors operating in 1987. From this point of view, the primary scope of this work is to analyze the world pattern and the state of the art of nuclear power production focusing on the countries above mentioned. Brazil case is analyzed too, since this work has been developed there. Once this international outlook is concluded, the next step passes through the analyses of new technologies, tendencies and initiatives for the future development of nuclear energy. Since feelings run high in the debate about nuclear energy, some fundamental and fervent points are raised: security, environment, proliferation and sustainable development. Nevertheless, it is important to point out that effort has been made in this work not to take sides, but to be impartial in selecting materials and giving data. The scope is not to convert the reader to a pro-nuclear view but to inform and, in doing so, to provide a volume that is a textbook and not a piece of polemic.

A primeira reação nuclear em cadeia autosustentada controlada foi obtida em 2 de dezembro de 1942. Daí em diante, o crescimento da energia nuclear, inicialmente estimulado por fins militares, foi rápido. Ás aplicações civis no setor da geração de eletricidade foram adquirindo, ao longo do tempo, um papel sempre mais importante nas matrizes energéticas de muitos paises. Em 1987, 418 reatores nucleares no mundo estavam produzindo eletricidade em escala comercial. Dois terços destes reatores eram localizados em 7 países: Estados Unidos, União Soviética, França, Reino Unido, Alemanha, Canadá e Japão. Nos anos 90, o setor nuclear experimentou um grande retardo, devido principalmente ao acidente de Chernobyl e a uma revisão otimista das perspectivas de esgotamento das reservas de petróleo e dos outros combustíveis fosseis. Em 2005 o número de reatores para geração de eletricidade em operação no mundo era de 441, não muito diferente do numero de reatores em operação em 1987. Neste panorama o primeiro objetivo deste trabalho é analisar o estado da arte da geração núcleo elétrica e do ciclo do combustível nos países acima mencionados, partindo de uma revisão histórica. O caso do Brasil é abordado também por ser o país onde este trabalho é desenvolvido. Uma vez concluído o quadro da geração núcleo elétrica a nível internacional, são analisadas as novas tecnologias no setor da geração núcleo elétrica e as tendências e as iniciativas para o futuro da utilização da energia nuclear. São também abordadas as principais questões que sempre acompanharam o debate sobre a energia nuclear: a segurança, o meio ambiente, a proliferação e o mais moderno conceito de desenvolvimento sustentável. É importante antecipar que o objetivo deste trabalho não é de julgar os acontecimentos e de influenciar a opinião do leitor a favor da energia nuclear, mas de selecionar materiais e dados para informar e assim fornecendo um texto que seja uma coleção de informações e sugestões de aprofundamentos e não uma fonte de polêmicas. / On December 2, 1942, man first initiated a self-sustaining nuclear chain reaction, and controlled it. Since then, nuclear energy development, firstly estimulated by military goals, was fast. But nuclear energy use for electricity production grew too, until becoming a very important energy source in the world energy mix. In 1987 there were in the world 418 nuclear reactors capable of producing commercially useful supplies of electricity. Over two thirds were in just seven countries: United States, Soviet Union, France, United Kingdom, Germany, Canada and Japan. In the 90s, nuclear energy development slowed down as a consequence of the Chernobyl accident and of the more optimistic evaluations of world oil resources. In 2005 the number of nuclear reactors commercially producing electricity amounted to 441, not much more than the 418 reactors operating in 1987. From this point of view, the primary scope of this work is to analyze the world pattern and the state of the art of nuclear power production focusing on the countries above mentioned. Brazil case is analyzed too, since this work has been developed there. Once this international outlook is concluded, the next step passes through the analyses of new technologies, tendencies and initiatives for the future development of nuclear energy. Since feelings run high in the debate about nuclear energy, some fundamental and fervent points are raised: security, environment, proliferation and sustainable development. Nevertheless, it is important to point out that effort has been made in this work not to take sides, but to be impartial in selecting materials and giving data. The scope is not to convert the reader to a pro-nuclear view but to inform and, in doing so, to provide a volume that is a textbook and not a piece of polemic.

Orientador: Prof. Dr. José Rubens Maiorino / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, 2016. / O presente trabalho desenvolveu um código, intitulado STH-MOX-Th (Simplified Thermal- Hydraulics code-Mixed Oxide Thorium), com o objetivo de calcular os limites térmicos (temperaturas limite do combustível e do revestimento, além do DNBR-"Departure of Nucleate Boiling Ratio"- mínimo) de um reator PWR do tipo vareta para combustíveis de UO2 e óxidos mistos de Urânio-Tório. ((U,Th)O2) utilizando correlações específicas para cada combustível cujo coeficiente de condutividade térmica é uma função dependente da temperatura. Para tal resolução, foi utilizado o método de Runge-kutta de 4ª ordem. O código analisa apenas o canal mais quente do núcleo do reator e, por conta dessa simplificação, possui uma parte hidráulica simples. Além da parte hidráulica, o programa calcula a distribuição axial e radial das temperaturas do refrigerante e vareta, bem como distribuições de entalpia e pressão. Todos esses cálculos foram realizados no início do ciclo do combustível no caso do (U, Th)O2 e para o UO2 e, além disso, o código calcula casos considerando a queima do combustível (meio e final de ciclo) somente para o UO2, uma vez que não foi encontrada nenhuma correlação para o coeficiente de condutividade térmica para o (U,Th)O2 em função da queima. Para validar o programa foram utilizados dados referentes a usina de Angra 2 para a entrada do programa e os resultados comparados com os reportados pelo Relatório Final de Análise de Segurança da Eletronuclear e do reator AP-1000, desenvolvido pela Westinghouse. A grande contribuição do trabalho, é o cálculo dos limites térmicos de um reator utilizando óxidos mistos de urânio e tório no núcleo do reator AP-1000, que é objeto das pesquisas na UFABC. Apesar de não ser original, o trabalho possuí fins didáticos e será extremamente útil no que diz respeito a uma primeira análise dos limites térmicos de um reator nuclear. / The present study developed a code, named STH-MOX-Th (Simplified Thermal-Hydraulics code-Mixed Oxide Thorium), created in order to calculate the thermal limits (limit temperature of the fuel and of the coating, besides the DNBR -"Departure of Nucleate Boiling Ratio"- minimum) of a PWR rod type reactor to UO2 fuel and mixed oxides of Uranium- Thorium. ((U,Th)O2) using specific correlations to each fuel which coefficient of thermal conductivity is a function dependent on temperature. For such a resolution, the method Runge-kutta of 4th order was employed. The code analyses only the hottest channel of the reactor core and, because of this simplification, it has one simple hydraulic part. In addition to the hydraulic part, the program calculates the axial and radial distribution of refrigerant and rod temperatures, as well as the distributions of enthalpy and pressure. All these calculations were done in the beginning of the fuel cycle in the case of (U,Th)O2and, for UO2, the code also calculates cases that consider the fuel burning (beginning, middle and end of the fuel cycle) only for UO2, once it was not found any correlation to the coefficient of thermal conductivity to (U,Th)O2 being dependent on fuel burning.In order to validate the program, data from Angra 2 plant were used to the program input and the results were compared with the ones reported by the Final Report on Security Analysis of Eletronuclear and with the ones of AP-1000 reactor, developed by Westinghouse. As the main contribution, the program made such calculations to the project of the fuel reactor of (U-Th) O2, APTh-1000. Although this study is not original, it has learning purposes and will be extremely useful concerning a very first analysis of the thermal limits of a nuclear reactor.

O progresso de projetos anteriores salientou a necessidade de tratar o problema dos softwares para detecção, a partir de bases de dados de publicações científicas, de tendências emergentes de pesquisa e desenvolvimento. Evidenciou-se a carência de aplicações computacionais eficientes dedicadas a este propósito, que são artigos de grande utilidade para um melhor planejamento de programas de pesquisa e desenvolvimento em instituições. Foi realizada, então, uma revisão dos softwares atualmente disponíveis, para poder-se delinear claramente a oportunidade de desenvolver novas ferramentas. Como resultado, implementou-se um aplicativo chamado Citesnake, projetado especialmente para auxiliar a detecção e o estudo de tendências emergentes a partir da análise de redes de vários tipos, extraídas das bases de dados científicas. Através desta ferramenta computacional robusta e eficaz, foram conduzidas análises de frentes emergentes de pesquisa e desenvolvimento na área de Sistemas Geradores de Energia Nuclear de Geração IV, de forma que se pudesse evidenciar, dentre os tipos de reatores selecionados como os mais promissores pelo GIF - Generation IV International Forum, aqueles que mais se desenvolveram nos últimos dez anos e que se apresentam, atualmente, como os mais capazes de cumprir as promessas realizadas sobre os seus conceitos inovadores. / The progress of previous projects pointed out the need to face some problems of software for detecting emerging research and development trends from databases of scientific publications. It became evident the lack of efficient computing applications dedicated to this purpose that are artifacts of great usefulness to better planning research and development programs in institutions. A review of the currently available software was performed, in order to clearly delineate the opportunity to develop new tools. As a result, a software called Citesnake was implemented, designed particularly to help the detection and study of emerging trends from the analysis of networks of several types extracted from the scientific databases. Using this robust and effective computational tool, analyzes of emerging research and development trends were performed in the field of Generation IV Nuclear Power Generation Systems, in such a way to point out, among the most promising reactor types selected by the GIF - Generation IV International Forum, those that have better evolved over the past ten years and seem to be currently the most capable of fulfilling the promises made on their innovative concepts.

Orientadores: Roger Josef Zemp, Paulo de Carvalho Tofani / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-03T15:26:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Veloso_MarceloAntonio_D.pdf: 10344720 bytes, checksum: e173f03cd07f8090cdc60aacf528de23 (MD5) Previous issue date: 2003 / Resumo: O programa computacional P ANTERA-2 (Programa para Análise Termo-hidráulica de Reatores a Água, Versão 2), cujos fundamentos são descritos neste trabalho, efetua a análise por subcanais de feixes de varetas em conjunção com a simulação de múltiplos circuitos. O programa resolve simultaneamente as equações de conservação da massa, dos momentos axial e lateral e da energia para a geometria de subcanais acopladas com as equações de balanço que descrevem o escoamento de um fluido em um número arbitrário de circuitos de remgeração conectados a um vaso de pressão que contém o feixe. Atendo-se à formulação de subcanais, a estratégia computacional básica de P ANTERA-2 provém dos códigos COBRA, mas um método implícito alternativo de solução orientado para o campo de pressões é usado para resolver as aproximações de diferenças finitas das leis de balanço. Os resultados previstos pelo modelo de subcanais compreendem as distribuições de densidades, entalpias, vazões de massa e pressões nos subcanais. O modelo de circuitos prevê as vazões nos circuitos individuais, a vazão total através do vaso de pressão e as velocidades de rotação das bombas em função do tempo subseqüente à falha de qualquer número das bombas de circulação. Os transitórios de vazão nos circuitos podem ser ocasionados pelas perdas de potência elétrica, ruptura de eixos e travamento de rotores das bombas. As variações nas velocidades de rotação das bombas em função do tempo são determinadas através de um balanço de torques. A altura de recalque e o torque hidráulico das bombas são calculadas em função da velocidade e da vazão com duas curvas homólogas polares fornecidas ao programa na forma tabular. Para ilustrar a capacidade analítica de P ANTERA-2, três problemas-exemplo são apresentados e discutidos. Comparações entre resultados calculados e medidos indicam que o programa reproduz com boa precisão dados experimentais de temperaturas de saída de subcanais e de fluxos de calor críticos em feixes de 5x5 varetas. Observa-se támbém uma boa concordância entre as curvas teóricas previstas por P ANTERA-2 e valores medidos para as velocidades de rotação das bombas e vazões de massa nos circuitos primários da central nuclear Angra-2, quando suas quatro bombas principais são simultaneamente desligadas para simular o evento de declínio de vazão. Palavras-chave: análise por subcanais, código de subcanais, códigos cobra, análise de circuitos de escoamento, acidente de falha de bombas / Abstract: PANTERA-2 (from Programa para Análise Termo-hidráulica de Reatores a ÁguaProgram for Thermal-hydraulic Analysis of Water Reactors, Version 2), whose fundamentals are described in this work, is intended to carry out rod bundle subchannel analysis in conjunction with multiloop simulation. It solves simultaneously the conservation equations of mass, axial and lateral momentum, and energy for subchannel geometry coupled with the balance equations that describe the fluid flows in any number of coolant loops connected to A pressure vessel containing the rod bundle. As far as subchannel analysis is concemed, the basic computational strategy of P ANTERA-2 comes from COBRA codes, but an altemative implicit solution method oriented to the pressure field has been used to solve the finitedifference approximations for the balance laws. The results provided by the subchannel mode1 comprise the fluid density, enthalpy, flow rate, and pressure fields in the subchannels. The loop model predicts the individualloop flows, total flow through the pressure vessel, and pump rotational speeds as a function of time subsequent to the failure of any number of the coolant pumps. The flow transients in the loops may initiated by partial, total or sequentialloss of electric power to the operating pumps. Transient events caused by either shaft break or rotor locking may also be simulated. The changes in rotational speed of the pumps as a function of time are determined from a torque balance. Pump dynamic head and hydraulic torque are calculated as a function of rotational speed and volumetric flow from two polar homologous curves supplied to the code in the tabular form In order to illustrate the analytical capability of P ANTERA-2, three sample problems are presented and discussed. Comparisons between calculated and measured results indicate that the program reproduces with a good accuracy experimental data for subchannel exit temperatures and critical heat fluxes in 5x5 rod bundles. It is also observed a good correspondence between the theoretical curves predicted by P ANTERA-2 and measured values for pump rotational speeds and mass flow rates in the primary loops of Angra-2 nuclear power plant, when the four main coolant pumps are simultaneously switched off to simulate the flow decline evento / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química