Modelos de cálculo de transporte en celdas.

El esquema de cálculo de reactores más común resuelve el problema estático a partir de especificaciones de diseño (geometría y materiales) y de datos nucleares. En una primera instancia, se realizan cálculos con gran detalle geométrico y en energía utilizando métodos de transporte. Esta etapa se...

Descripción completa

Detalles Bibliográficos
Autor principal: Vázquez, Francisco M.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2011
Materias:
Física de reactores
Monte Carlo Method
Método de Monte Carlo
RA-6 reactor
Reactor RA-6
Cell calculation
Cálculo de celda
Collision probability
Probabilidades de Colisión
Burnable absorbers
Venenos quemables
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/291/1/1Vazquez.pdf
Aporte de:Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (CNEA) de CAB - CNEA - Biblioteca Leo Falicov Ver origen
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description El esquema de cálculo de reactores más común resuelve el problema estático a partir de especificaciones de diseño (geometría y materiales) y de datos nucleares. En una primera instancia, se realizan cálculos con gran detalle geométrico y en energía utilizando métodos de transporte. Esta etapa se conoce como cálculo de celda, y culmina con la generación de una biblioteca de constantes a pocos grupos que son utilizadas para caracterizar los materiales en el cálculo de núcleo. En esta segunda etapa, generalmente se resuelve la geometría completa del núcleo mediante un cálculo de difusión. Este método es menos costoso desde el punto de vista computacional ya que supone un tratamiento menos detallado de las variables angulares, espaciales y energética. No se trata el problema de generación de bibliotecas de trabajo que precede al cálculo de celda. Esto se debe a que es posible obtener resultados comparativos utilizando las bibliotecas disponibles como un input en nuestras cadenas de cálculo. El enfoque adoptado es de tipo pragmático y se orienta a los resultados. No por ello se dejará de hacer referencia a los métodos de cálculo de cada código y las hipótesis involucradas. Se recomienda al lector tener conocimientos básicos de física de reactores ya que los fundamentos de la teoría se dan por sabidos con el fin de agilizar la lectura. En este trabajo se recorre entonces la generación de secciones eficaces a pocos grupos y su implementación en un cálculo de núcleo con el fin de comparar los resultados de un código Monte Carlo y otro de Probabilidades de Colisión. Se pretende además caracterizar los métodos con el fin de evaluar la utilización de un método combinado en ciertas regiones de la celda que requieran un tratamiento particular. Se eligió trabajar sobre los combustibles del RA-6 ya que éstos poseen venenos quemables externos a la matriz que contiene el material físil. En ellos, el autoapantallamiento espacial es considerable y por ende se producen fuertes gradientes de flujo neutrónico que pueden afectar los resultados del cálculo de celda.
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