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<dc:title>Modelos de cálculo de transporte en celdas.</dc:title>
<dc:title_english>Cell calculations transport models.</dc:title_english>
<dc:creator>Vázquez, Francisco M.</dc:creator>
<dc:subject>Física de reactores</dc:subject>
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<dc:subject>Cálculo de celda</dc:subject>
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<dc:subject>Probabilidades de Colisión</dc:subject>
<dc:subject>Burnable absorbers</dc:subject>
<dc:subject>Venenos quemables</dc:subject>
<dc: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.
</dc:description>
<dc:description_english>The most frequently performed reactor calculation scheme solves the static problem
after design specifications (geometry & materials) and nuclear data information
are provided. The first step is called cell calculation and it deals in great detail with
the geoemtry and energy variables of the transport equation.
The outcome is a set of homogenized and condensed few group constants which
describe materials in core calculations. This is the second step in nuclear calculations
and the codes used for such task generally solve the multigroup neutron diffusion
equation in the whole core. It is an inexpensive calculation from a computational
point of view since the angular, spatial and energy dependence are simplified and
problem-oriented.
Throughout the text there are no remarks on the generation of nuclear data libraries
from evaluated nuclear files. Nonetheless, comparative results can be achieved by
using those libraries as input in our current calculation lines.
The approach adopted here is pragmatic and oriented to results. However, a brief
description of the methods and hypothesis involved in the calculations will be made.
Previous knowledge of reactor physics is highly recommended as the theoretical
background will not be derived in order to streamline reading of the text.
In this work, the homogenization and condensation of few group constants is
performed as explained above with the aim of comparing results between a Monte
Carlo and a Collision Probability cell calculation. RA-6 fuel assemblies were chosen in
order to study self-shielding effects in external burnable absorbers. The flux gradients
occurring in such fuels may affect the results in cell calculations and therefore require
thorough examination and study.
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<dc:identifier>Vázquez, Francisco M. (2011) Modelos de cálculo de transporte en celdas. / Cell calculations transport models. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.</dc:identifier>
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