Simulação para a otimização da colheita da cana-de-açúcar

Pós-graduação em Agronomia (Energia na Agricultura) - FCA

Métodos de seleção de pessoal: discussões preliminares sob o enfoque do behaviorismo radical

A seleção de pessoal visa a introduzir na organização os candidatos mais apropriados as suas necessidades. Existe uma carência de literatura behaviorista radical acerca desse tema, sendo necessário o desenvolvimento de trabalhos que orientem atuações coerentes com essa teoria. O objetivo deste estudo é discutir os métodos utilizados na seleção à luz dos pressupostos conceituais do behaviorismo radical. Os métodos de seleção existentes são analisados e discutidos em termos de aumento do controle das variáveis presentes no contexto da seleção a fim de proceder à identificação dos repertórios comportamentais dos candidatos. Propõe-se uma análise de cargo baseada nos conceitos behavioristas, discute-se a possibilidade de condução de entrevistas de seleção focadas no comportamento bem como o uso de técnicas de simulação que permitam a identificação de repertórios comportamentais. Conclui-se que é necessário desenvolver discussões teóricas e instrumentos operacionais facilitadores de uma prática psicológica vinculada aos pressupostos behavioristas radicais.

Modelagem e simulação de ciclos a gás com resfriamento de ar na entrada

The optimization of energy generation systems has become a key issue for technological and social development, mainly in developing countries, where the electricity consumption rises sharply. Gas turbine cycle is an electricity generating system, which studies have demonstrated that inlet air cooling increases net power and thermal efficiency. Thus, this study intends to quantify these parameters for environments with different ambient temperature and relative humidity. Two types of air cooling were used: evaporative and absorption systems. The configuration parameters only with the gas turbine cycle were compared to those whose configuration allowed cooling. First, it was analyzed only evaporative cooling. Next, the absorption system was used for analysis. The last configuration mixed these two methods, dividing equally its flow. The results showed that thermal efficiency and net power increase in any case of cooling, with absorption system more advantageous in terms of generated energy, where an increase between 1 and 2 MW was observed, depending on the ambient conditions . When the two methods were working together at low relative humidity, it showed a thermal efficiency increase compared to absorption system, up to 2.4%. Evaporative cooling was less effective, but it is a good and cheap possibility to increase the cycle parameters at high temperature and low relative humidity

Simulação da suspensão tipo duplo A de um veículo off-road através do histórico de excitação do solo

The search for mechanical components validation methods, employed in product development sector, becomes more avid for less expensive solutions. As a result, programs that can simulate forces acting on a given part through finite element method are gaining more space in the market, once this process consumes less capital when compared to currently-employed empirical validation. This article shows the simulation of an off-road prototype suspension through such technique, using ground excitation history coming from field measurements and also by making use of a specific tool for obtaining dynamic loads from the model in question. The results shown at the end is key for future enhancements aiming mass reduction, for example, that may be executed on the prototype suspension system discussed here

Simulação para a otimização da colheita da cana-de-açúcar

Pós-graduação em Agronomia (Energia na Agricultura) - FCA

Simulação tridimensional adaptativa da separação das fases de uma mistura bifásica usando a equação de Cahn-Hilliard

Simulamos a separação dos componentes de uma mistura bifásica com a equação de Cahn-Hilliard. Esta equação contém intrincados termos não lineares e derivadas de alta ordem. Além disso, a delgada região de transição entre os componentes da mistura requer muita resolução. Assim, determinar a solução numérica da equação de Cahn-Hilliard não é uma tarefa fácil, principalmente em três dimensões. Conseguimos a resolução exigida no tempo usando uma discretização semi-implícita de segunda ordem. No espaço, obtemos a precisão requerida utilizando malhas refinadas localmente com a estratégia AMR. Essas malhas se adaptam dinamicamente para recobrir a região de transição. O sistema linear proveniente da discretização é solucionado por intermédio de técnicas multinível-multigrid.

Evaluación de la actividad del sistema de transporte de electrones en zooplancton con presencia o ausencia de sustratos específicos

Se comparan dos métodos de detección del sistema de transporte de electrones (Båmastedt, 2000 y Owens & King, 1975), hallando que la no adición de sustratos específicos, propios del sistema, no es lo suficientemente sensible para la detección de la capacidad respiratoria y que no presenta ninguna relación con la biomasa. Se demuestra que el receptor artificial de electrones INT, es reducido en reacciones no enzimáticas por algunas sustancias (ácido ascórbico, glutatión, cisteína y potencialmente la vitamina B12), presentes en concentraciones intracelulares.

Diagnóstico de sistema integrado de transporte de passageiros com uso de sistema de informação geográfica : o caso da cidade de Macaé – RJ – Brasil : resultados preliminares

O Sistema Integrado de Transporte Coletivo do município de Macaé – RJ tem sido alvo de diversas críticas atualmente e reflete a dificuldade dos gestores urbanos em acompanhar as rápidas transformações da “capital nacional do petróleo", levantando a necessidade de métodos de diagnósticos eficientes em sistemas de transporte de passageiros. Desta forma, o objetivo do trabalho é diagnosticar o sistema de transporte público de Macaé - RJ e analisar o uso de Sistema de Informação Geográfica, tendo em vista a eficiência do diagnóstico. A metodologia se baseia em dados operacionais do sistema de transporte, confecção de mapas e análises espaciais com uso do software Transcad 4.5 Full. Os resultados apontam dificuldades estruturais no sistema como, por exemplo, a localização indevida de 2 Terminais, a sobrecarga de linhas alimentadoras com necessidade demasiada de transbordo, a falta de atendimento direto de importantes linhas de desejo, a desestabilidade na operação, etc. A utilização do SIG demonstrou expressivo ganho de tempo na gestão e análise de informações de forma integrada, devendo-se ponderar, em alguns casos, o método de mapeamento e a relação tempo de trabalho x ganho de conhecimento, assim como a necessidade de integração com informações operacionais do sistema de transporte.

Fundamentos biológicos para el uso de la mucosa oral como vía de aplicación de métodos inmunoterápicos

El transporte de medicamentos a través de la mucosa oral ha sido objeto de particular atención, especialmente en las ultimas dos décadas. Entre las distintas regiones de la mucosa oral, la mucosa sublingual es el sitio primario utilizado para la administración de diferentes sustancias incluidos algunos tipos de antígenos. La estructura histológica de esta área muestra la existencia de numerosas células inmunocompetentes capaces de activar el sistema inmunológico. Previo a la descripción de las diferentes rutas de absorción de fármacos y experiencias sobre permeabilidad de la región sublingual, se realiza una breve reseña de la histología y anatomía del área sublingual. En este trabajo también se tratan las ventajas y desventajas de la vía sublingual y el potencial aprovechamiento de la inmunoterapia sublingual para el tratamiento de patologías sistémicas y orales.

Estudio de la fragmentación de los hábitats forestales ligado a las infraestructuras de transporte y al cambio de usos del suelo en la Comunidad de Madrid,

La elaboración de este estudio pretende caracterizar los accidentes causados por animales ocurridos en la Comunidad de Madrid entre el año 2006 y el 2009 mediante la identificación de zonas prioritarias de actuación con métodos de estadística espacial (análisis Hot Spot). Con ello se elabora a escala de paisaje un modelo predictivo de colisiones generado a partir de variables ambientales que determinan el desplazamiento de ungulados en el territorio, lo que a su vez influye en los cambios de uso del suelo.

Métodos avanzados multiescala núcleo-celdas en geometrías tridimensionales y multigrupos para el cálculo de Reactores de Agua Ligera

La importancia de la seguridad en la aplicación de la tecnología nuclear impregna todas las tareas asociadas a la utilización de esta fuente de energía, comenzando por la fase de diseño, explotación y posterior desmantelamiento o gestión de residuos. En todos estos pasos, las herramientas de simulación computacional juegan un papel esencial como guía para el diseño, apoyo durante la operación o predicción de la evolución isotópica de los materiales del reactor. Las constantes mejoras en cuanto a recursos computacionales desde mediados del siglo XX hasta este momento así como los avances en los métodos de cálculo utilizados, permiten tratar la complejidad de estas situaciones con un detalle cada vez mayor, que en ocasiones anteriores fue simplemente descartado por falta de capacidad de cálculo o herramientas adecuadas. El presente trabajo se centra en el desarrollo de un método de cálculo neutrónico para reactores de agua ligera basado en teoría de difusión corregida con un nivel de detalle hasta la barra de combustible, considerando un número de grupos de energía mayor que los tradicionales rápido y térmico, y modelando la geometría tridimensional del núcleo del reactor. La capacidad de simular tanto situaciones estacionarias con posible búsqueda de criticidad, como la evolución durante transitorios del flujo neutrónico ha sido incluida, junto con un algoritmo de cálculo de paso de tiempo adaptativo para mejorar el rendimiento de las simulaciones. Se ha llevado a cabo un estudio de optimización de los métodos de cálculo utilizados para resolver la ecuación de difusión, tanto en el lazo de iteración de fuente como en los métodos de resolución de sistemas lineales empleados en las iteraciones internas. Por otra parte, la cantidad de memoria y tiempo de computación necesarios para resolver problemas de núcleo completo en malla fina obliga a introducir un método de paralelización en el cálculo; habiéndose aplicado una descomposición en subdominios basada en el método alternante de Schwarz acompañada de una aceleración nodal. La aproximación de difusión debe ser corregida si se desea reproducir los valores con una precisión cercana a la obtenida con la ecuación de transporte. Los factores de discontinuidad de la interfase utilizados para esta corrección no pueden en la práctica ser calculados y almacenados para cada posible configuración de una barra de combustible de composición determinada en el interior del reactor. Por esta razón, se ha estudiado una parametrización del factor de discontinuidad según la vecindad que permitiría tratar este factor como una sección eficaz más, parametrizada en función de valores significativos del entorno de la barra de material. Por otro lado, también se ha contemplado el acoplamiento con códigos termohidráulicos, lo que permite realizar simulaciones multifísica y producir resultados más realistas. Teniendo en cuenta la demanda creciente de la industria nuclear para que los resultados realistas sean suministrados junto con sus márgenes de confianza, se ha desarrollado la posibilidad de obtener las sensibilidades de los resultados mediante el cálculo del flujo adjunto, para posteriormente propagar las incertidumbres de las secciones eficaces a los cálculos de núcleo completo. Todo este trabajo se ha integrado en el código COBAYA3 que forma parte de la plataforma de códigos desarrollada en el proyecto europeo NURESIM del 6º Programa Marco. Los desarrollos efectuados han sido verificados en cuanto a su capacidad para modelar el problema a tratar; y la implementación realizada en el código ha sido validada numéricamente frente a los datos del benchmark de transitorio accidental en un reactor PWR con combustible UO2/MOX de la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, así como frente a otros benchmarks de LWR definidos en los proyectos europeos NURESIM y NURISP.

Comparación de métodos de evaluación de la calidad escénica del paisaje alrededor de las autopistas españolas

Con el objetivo de profundizar en el conocimiento de los métodos de evaluación del paisaje y su aplicabilidad al paisaje propio de las autopistas, en este trabajo se han aplicado, al caso concreto de los paisajes que se ven desde autopistas españolas, dos métodos diferentes diseñados para evaluar la calidad del paisaje. El primero es un método cartográfico que considera solo las características físicas del territorio, mientras que el segundo se basa en la valoración de atributos físicos, estéticos y psicológicos (método de valoración mediante fotografías). El estudio de los diferentes atributos por separado ha permitido analizar las diferencias obtenidas en la valoración del paisaje con ambos métodos. La conclusión fue que las diferencias se debían fundamentalmente a la presencia de los atributos que solo pueden ser identificados en el método de valoración mediante fotografías. Los métodos por tanto son complementarios, el método cartográfico es adecuado para estudios ambientales de grandes territorios, mientras que la valoración mediante fotografías es más apropiada para escalas de más detalle.

Estudio sobre métodos de evaluación del paisaje y su potencial en la integración de las autopistas en el paisaje, nueva propuesta metodológica basada en sistemas de información geográfica y aplicación a autopistas en operación

La inclusión de las variables ambientales en el proceso de toma de decisiones relacionado con las grandes infraestructuras de transporte debe estar basada en los resultados obtenidos después de evaluarlas científicamente. El paisaje visual, entendido como el resultado de la interacción entre el observador y su entorno, toma cada vez más importancia como aspecto ambiental a tener en cuenta, tanto para las autoridades como para la sociedad. La evaluación del paisaje permite integrar las variables territoriales y su relación con el observador. Es necesario profundizar en el conocimiento de la relación del paisaje con las infraestructuras de transporte, en concreto con las autopistas, para desarrollar metodologías y herramientas científicas necesarias para su correcta evaluación. El objetivo de esta tesis es aportar una metodología que permita que el paisaje se integre como elemento estructural y funcional en el diseño de las autopistas. La investigación realizada ha permitido analizar en profundidad las variables que influyen en la percepción del paisaje propio de las autopistas, cuantificar en qué grado las intervenciones de integración paisajística mejoran dicha percepción y aportar una metodología que permite evaluar el carácter y la calidad visual del paisaje empleando fotografías e indicadores que se calculan con la ayuda de un sistema de información geográfica.ABSTRACT The inclusion of environmental variables in the decision making process related to major transport infrastructures should be based on the results obtained after scientific evaluation. The visual landscape, understood as the result of the interaction between the observer and the environment, is becoming more important as an environmental aspect to consider, both for the authorities and society. Landscape evaluation integrates territorial variables and their relationship to the viewer. This thesis deepens the knowledge of the relationship between landscape and transport infrastructures, in particular the highways. The objective of this thesis is to provide a methodology that allows the landscape to be integrated as a structural and functional element in the design of highways. This research has allowed to analyze in depth the variables that influence the perception of the highways’ landscape, to quantify the extent to which integration measures improve landscape perception and to provide a methodology to assess the character and visual quality of the landscape using photographs and indicators calculated by geographic information systems.

Mejora y optimización de un código de simulación hidrodinámico con transporte de radiación para el estudio de sistemas en condiciones de alta densidad de energía

Se presentan las mejoras introducidas en un código de transporte de radiación acoplada a la hidrodinámica llamado ARWEN para el estudio de sistemas en el rango de física de alta densidad de energía (High Energy Density Physics). Los desarrollos introducidos se basan en las siguientes áreas: ít>,~ Ecuaciones de estado: se desarrolla una nueva metodología mediante la cual es posible ajustar los resultados de un modelo simple de ecuaciones de estado como QEOS a datos experimentales y resultados de AIMD. Esta metodología tiene carácter general para poder ser aplicada en gran cantidad de materuales de interés y amplia la flexibilidad de ajuste de los métodos de los que ha partido como base este trabajo. En segundo lugar, se ha desarrollado una librería para la gestión de tablas de datos de ecuaciones de estado que también incluye la gestión de tablas con datos de opacidades y de ionización. Esta nueva librería extiende las capacidades de la anterior al tener llamadas más específicas que aceleran los cálculos, y posibilidad de uso de varias tablas a la vez. Solver de difusión: se ha desarrollado un nuevo paquete para resolver la ecuación de difusión que se aplicará a la conducción de calor dentro del plasma. El método anterior no podía ser ejecutado en paralelo y producía resultados dependientes de la resolución de la malla, mientras que este método es paralelizable y además obtiene una solución con mejor convergencia, lo que supone una solución que no depende del refinamiento del mallado. Revisión del paquete de radiación: en primer lugar se ha realizado una revisión de la implementación del modelo de radiación descubriendo varios errores que han sido depurados. También se ha incluido la nueva librería de gestión de tablas de opacidades que permiten la obtención de las propiedades ópticas del plasma en multigrupos de energía. Por otra parte se ha extendido el cálculo de los coeficientes de transporte al esquema multimaterial que ha introducido David Portillo García en el paquete hidrodinámico del código de simulación. Por último se ha revisado el esquema de resolución del transporte y se ha modificado para hacerlo paralelizable. • Se ha implementado un paquete de trazado de rayos para deposición láser que extiende la utilidad del anterior al ser en 3D y poder utilizar entonces diferentes configuraciones. • Una vez realizadas todas estas tareas se ha aplicado el código ARWEN al estudio de la astrofísica de laboratorio simulando los experimentos llevados a cabo en la instalación PALS por Chantal Stehlé acerca de ondas de choque radiativas. Se han comparado los resultados experimentales frente a las predicciones del código ARWEN obteniéndose una gran concordancia en la velocidad de la onda de choque generada y en las dimensiones del precursor. El código de simulación sobre el que se ha trabajado, junto con los desarrollos aportados por otros investigadores durante la realización de esta tesis, ha permitido participar en colaboraciones con laboratorios de Francia o Japón y se han producido resultados científicos publicados basados en el trabajo descrito en esta tesis. ABSTRACT Improvements in radiation hydrodynamic code ARWEN for the study of systems in the range of physics high energy density (High Energy Density Physics) are presented. The developments introduced are based on the following áreas: • Equations of state: a new methodology was developed to adjust the results of a simple Equation of State model like QEOS to experimental data and results of AIMD. This methodology can be applied to a large amount of materials and it increases the flexibility and range of the previous methods used as basis for this work. Also a new computer library has been developed to manage data tables of thermodynamic properties as well as includes the management of opacity and ionization data tables. This new library extends the capabilities of the previous one with more specific routines, and the possibility of using múltiple tables for several materials. • Diffusion solver: a new package has been developed to solve the diffusion equation applied to the heat conduction of the plasma. The previous method is not parallelizable and it produced mesh dependent results, while this new package can be executed in parallel and achieves a more converged solution that does not depend on the refinement of the mesh. • Radiation package: the check of the radiation model rose several bugs in the implementation that had been removed. The new computer library for EOS managing includes capabilities to store opacity tables for multigroups of energy. Moreover the transport coefficients calculations have been extended for the new multimaterial hydrodynamic package developed by David Portillo García. Also the solving methodology for the transport equation has been modified to make the code run in parallel. • A new ray tracing package has been introduced to extend the previous one to 3D. Once all these tasks has been implemented, the ARWEN code has been applied to study laboratory astrophysics systems. Simulations have been done in order to reproduce the results of the experiments carried out in PALS facility by Chantal Stehlé in radiative shock production. Experimental results are in cióse agreement to the ARWEN estimations of the speed of the shock wave and the length of the precursor. The simulation code used in this thesis, including the work done in ARWEN by other colleagues at the time of this research, allowed the collaboration with other research institution in France and Japan and some of the results presented in this thesis have been published in scientific journals.

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.