LOGIN / Acesse o sistema

Esqueceu sua senha? Redefina aqui.

Ainda não possui uma conta? Cadastre-se aqui!

REDEFINIR SENHA

Insira o endereço de email associado à sua conta que enviaremos um link de redefinição de senha para você.

Ainda não possui uma conta? Cadastre-se aqui!

Este conteúdo é exclusivo para membros ABCM

Inscreva-se e faça parte da comunidade

CADASTRE-SE

Tem uma conta?

Torne-se um membros ABCM

Veja algumas vantagens em se manter como nosso Associado:

Acesso regular ao JBSMSE
Boletim de notícias ABCM
Acesso livre aos Anais de Eventos
Possibilidade de concorrer às Bolsas de Iniciação Científica da ABCM.
Descontos nos eventos promovidos pela ABCM e pelas entidades com as quais mmantém acordo de cooperação.
Estudantes de gradução serão isentos no primeiro ano de afiliação.
10% de desconto para o Associado que pagar anuidade anntes de completar os 12 meses da última anuidade paga.
Desconto na compra dos livros da ABCM, entre eles: "Engenharia de Dutos" e "Escoamento Multifásico".
CADASTRE-SE SEGUIR PARA O VIDEO >

Tem uma conta?

Eventos Anais de eventos

Anais de eventos

ENCIT 2016

16th Brazilian Congress of Thermal Sciences and Engineering

THERMAL AND NEUTRONIC SIMULATIONS OF THE ANGRA 2 NUCLEAR POWER PLANT

Submission Author: Antonella Lombardi Costa , MG
Co-Authors: Patrícia Reis, Antonella Lombardi Costa, Claubia Pereira, Maria Veloso, Javier González Mantecón
Presenter: Patrícia Reis

doi://10.26678/ABCM.ENCIT2016.CIT2016-0127

 

Abstract

In this work, reference data from the Angra 2 Final Safety Analysis Report (FSAR) have been used to perform the model and simulation of the Angra 2 Nuclear Power Plant (NPP). The system is a Pressurized Water Reactor (PWR) type with four coolant loops. The moderator is H2O which contains dissolved boric acid and which also acts as coolant through the core. The fuel assemblies are mechanically identical. They have a square cross section and are arranged in the reactor core in a pattern closely matching the circular shape of the surrounding cylindrical core barrel. Angra 2 was simulated using the thermal hydraulic RELAP5 code and the neutron kinetic PARCS code. The results have been compared with the available data and demonstrate that the developed model is capable to reproducing the behavior of the reactor in steady state operation.

Keywords

Angra 2, RELAP5, Thermal modelling, Netron Kinetic Modelling

 

DOWNLOAD PDF

 

‹ voltar para anais de eventos ABCM