Análisis neutrónico de las barras de control del reactor CAREM-25 haciendo uso del código MCNP.
El CAREM 25 es un diseño de reactor de producción eléctrica refrigerado y moderado por agua liviana, autopresurizado, integrado, de convección natural y con sistemas de seguridad pasivos. Actualmente el estado de desarrollo de la ingeniería alcanzado en el diseño hace relevante la realización de...
Guardado en:
| Autor principal: | |
|---|---|
| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español Español |
| Publicado: |
2012
|
| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/350/2/1Bertona_J..pdf http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/350/3/1Bertona.pdf |
| Aporte de: |
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I25-R131-350 |
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CAB - CNEA - Biblioteca Leo Falicov |
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Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (CNEA) |
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Ingeniería de reactores Componentes y consideraciones de diseño de reactores Control elements Elementos de control Heating Calentamiento Activation Activación CAREM-25 |
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Ingeniería de reactores Componentes y consideraciones de diseño de reactores Control elements Elementos de control Heating Calentamiento Activation Activación CAREM-25 Bertona, Juan F. Análisis neutrónico de las barras de control del reactor CAREM-25 haciendo uso del código MCNP. |
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Ingeniería de reactores Componentes y consideraciones de diseño de reactores Control elements Elementos de control Heating Calentamiento Activation Activación CAREM-25 |
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El CAREM 25 es un diseño de reactor de producción eléctrica refrigerado y moderado por
agua liviana, autopresurizado, integrado, de convección natural y con sistemas de seguridad pasivos.
Actualmente el estado de desarrollo de la ingeniería alcanzado en el diseño hace relevante
la realización de ciertos estudios que hacen a la performance. En este marco es de importancia
la evaluación de los efectos de al radiación sobre las barras de control de Ag-In-Cd.
En el presente trabajo se realizó un modelado del núcleo con el código de transporte probabilístico
MCNP junto con sus barras de control y otros componentes pertinentes para el cálculo, a
partir de un modelo de fuente neutrónica fija partiendo de los resultados de la cadena de cálculo
CONDOR–>CITVAP/THERMIT.
Se obtuvieron resultados relacionados con el flujo neutrónico, el calentamiento instantáneo o
prompt, el calentamiento por decaimientos nucleares, la activación y el quemado o “depletion” de
los materiales de las barras de control.
Entre los resultados se encontró una fuerte depletion del isótopo ¹¹³Cd que tiene como consecuencia
una notable disminución en la sección eficaz macroscópica del material Ag-In-Cd. |
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Bertona, Juan F. |
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