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Previous issue date: 1984-03 / O trabalho se constitui no desenvolvimento de uma metodologia para a avaliação do nível de potência (comportamento dinâmico) de um reator nuclear, tipo PWR, durante um transiente, através da solução das equações de cinética pontual associada aos efeitos da inserção de barras de controle e de realimentação de temperatura do moderador e do combustível. Para realização dos estudos propostos, a nova versão do programa de análise termo-hidráulica - COBRA/III P/MIT, codificado em FORTRAN IV, foi adaptado ao sistema computacional BURROUGHS 6700 do Núcleo de Computação Eletrônica da Universidade Federal do Rio de Janeiro (NCE/UFRJ), Nesta nova versão foi incorporada, de forma opcional, a metodologia desenvolvida, necessária para o conhecimento do comportamento do núcleo do reator. De acordo com os resultados obtidos, os efeitos de realimentação de temperatura tendem a anular os efeitos da reatividade total negativa ou positiva. Verificou-se que o nível de potência é mais sensível às variações de reatividade total no final da vida do que no começo da vida. / We have developed a methodology for the power level evaluation (dynamic behaviour) in a Pressurized Water Reactor, during a transient, by solving the point kinetic equation related to the control rod insertion effects and fuel or moderator temperature "feed-back". A new version of the thermal-hydraulic code COBRA/ III P/MIT, written in FORTRAN IV, was adapted to the BURROUGHS 67C0 system in the “Núcleo de Computação Eletrônica da Universidade Federal do Rio de Janeiro" (NCE/UFRJ). In this new version was included, as an option, the methodology that we have developed. Based in the results, we may conclude that temperatures feed-back cancel the negative or positive total reactivity effects. We found out that power level has more sensitivity to the reactivity variations in the end of life than in the begin of life.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/2024 |
| Date | 03 1900 |
| Creators | Moreira, Francisco José, Instituto de Engenharia Nuclear |
| Contributors | Andrade, Gilberto Gomes de, Rodrigues, Valdemir Gutierrez, Silva, Gilberto Alves da |
| Publisher | Instituto de Engenharia Nuclear, Programa de Pós-Graduação em Engenharia Nuclear, IEN, Brasil, Universidade Federal do Rio de Janeiro |
| Source Sets | IBICT Brazilian ETDs |
| Language | Portuguese |
| Detected Language | Portuguese |
| Type | info:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis |
| Source | reponame:Repositório Institucional do IEN, instname:Instituto de Engenharia Nuclear, instacron:IEN |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
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