Abstract:
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En esta memoria se explica brevemente el estado del arte del cálculo del transporte de
neutrones, los fundamentos de la teoría de difusión así como las hipótesis y recursos que
implementan los diferentes códigos informáticos de cálculo.
A continuación se realiza una descripción de los elementos de combustible y del diseño del
núcleo del reactor de una central PWR de referencia con una potencia aproximada de
1GWe, haciendo hincapié en aquellos aspectos relevantes para el cálculo y la simulación de
fenómenos neutrónicos.
El objetivo general del presente proyecto es contribuir a la creación de capacidades de
cálculo neutrónico en reactores PWR en el GET (Grup d’Estudis Termohidràulics) de la
UPC. Para ello se explica la metodología y resultados de las distintas etapas.
En primer lugar se presenta la validación del código de cálculo neutrónico SERPENT,
basado en el método de Monte Carlo, mediante un análisis comparativo entre los resultados
obtenidos con el paquete de cálculo SCALE6 y el código HELIOS, ambos de carácter
determinista.
Se elaboran los modelos de los elementos de combustible y de núcleo completo para su uso
con SERPENT, con el objetivo de caracterizar el núcleo del reactor de referencia en
condiciones de principio de vida (BOL). Se discute las dificultades que presenta el modelo
completo tridimensional y se justifica la elección de un modelo bidimensional para los
cálculos realizados.
A continuación se introduce una metodología general para la creación de librerías de
secciones eficaces maestras y se describe la simplificación que permite particularizarla a
condiciones BOL.
Empleando el modelo de núcleo completo con una geometría 2D, se realiza la
condensación de sus parámetros neutrónicos a un modelo 0D para su uso en el código de
cálculo termohidráulico RELAP5/mod3.3 con cinética puntual.
Seguidamente, se lleva a cabo la generación de las constantes de grupo homogenizadas
adecuadas para su empleo en un código de cálculo acoplado (termohidráulico / neutrónico)
del tipo RELAP5-3D/NESTLE o TRACE/PARCS, implementando una cinética nodal 3D.
Finalmente, se validan las condensaciones 0D y 3D evaluando las condiciones de planta en
régimen estacionario y simulando un transitorio de rechazo de carga del 100% al 50%,
mediante los códigos RELAP5/mod3.3 y RELAP5/3D. |