Acoplamento neutrônico e termo-hidráulico usando os códigos milonga e OpenFOAM: uma abordagem com software livre

Nesta tese descreve-se o desenvolvimento de um sistema de cálculos neutrônicos e termohidráulicos acoplados que utiliza malhas finas não-estruturadas como domínio de solução e totalmente baseado em software livre. As contribuições propostas seguem em dois diferenteseixos: uma delas é o foco na utilização da forma de desenvolvimento de sistemas de computação abertos, um conceito amplamente utilizado em diversas áreas do conhecimento mas raramente explorado no campo de Engenharia Nuclear; a segunda é o uso de memória compartilhada do sistema operacional como uma área de armazenamento de dados de confiável e rápido acesso para acoplar o sistema de dinâmica dos fluidos computacional (CFD) OpenFOAM e o gratuito e flexível código de análise de reatores milonga. Este conceito foi aplicado na simulação do comportamento de um modelo simplificado de um combustível do reator TRIGA Mark 1 IPR-R1 em estado estacionário. As seções de choque macroscópicas utilizadas pelo modelo, um conjunto para dois grupos de energia, foram geradas utilizando o código WIMSD-5B. Os resultados mostram que esta inovadoraforma de acoplamento neutrônico e termo-hidráulico leva a resultados consistentes, encorajando o futuro desenvolvimento deste sistema e seu uso na simulação de sistemasnucleares complexos. The development of a fine mesh coupled neutronics/thermal-hydraulics framework mainly using open source software is presented. The contributions proposed go in two different directions: one, is the focus on the open software development, a concept widely spread in many fields of knowledge but rarely explored in the nuclear engineering field; the second, is the use of operating system shared memory as a fast and reliable storage area to couple the computational fluid dynamics (CFD) software OpenFOAM to the free and flexible reactor core analysis code milonga. This concept was applied to simulate the behavior of the TRIGA Mark 1 IPR-R1 reactor fuel pin in steady-state mode. The macroscopiccross-sections for the model, a set of two-group cross-sections data, were generated using WIMSD-5B code. The results show that this innovative coupled system gives consistent results, encouraging system further development and its use for complex nuclear systems.