Herramienta de chequeo de registro xml obtenido desde Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (CNEA)

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        <dc:description>Durante la puesta en marcha del RA-6 se obtuvieron resultados experimentales con&#13;
combustibles frescos que pueden ser utilizados para la validación de los datos nucleares y herramientas utilizadas para el cálculo de reactores similares.&#13;
En este trabajo se presenta un modelo del reactor que se utiliza para analizar dichos&#13;
experimentos. La generación de este modelo implicó un análisis pormenorizado de los parámetros neutrónicamente relevantes del reactor, con el fin de obtener la mejor estimación y una incerteza asociada a los mismos.&#13;
Los experimentos analizados incluyen aproximaciones a crítico, calibración de&#13;
barras de control y experimentos de medición de coeficientes de reactividad, parámetros cinéticos, distribuciones de flujo y ritmos de activación. La herramienta utilizada para realizar estos análisis es el código Monte Carlo MCNP5.&#13;
En los casos en que es posible, se analiza cómo afectan las incertezas en la&#13;
geometría, en la composición de los materiales y en los procedimientos experimentales sobre el parámetro medido. De este modo, se obtiene una incerteza total relacionada con la modelización del reactor que permite comparar resultados obtenidos a partir de cálculos con resultados experimentales.&#13;
En los experimentos en los que por diversos motivos no se pudo realizar un análisis&#13;
como el anterior, se analizan cómo influyen las diferencias entre los procedimientos de cálculo y medición en la comparación de estos dos tipos de resultados, y se utiliza el modelo del reactor generado para estimar cuán bien pueden calcularse dichos parámetros.&#13;
Finalmente, se evalúa el modo en que este análisis puede utilizarse para el&#13;
seguimiento del reactor o para realimentar el diseño de reactores similares.&#13;
Para todos los experimentos analizados se encuentra un gran acuerdo entre&#13;
resultados experimentales y calculados.&#13;
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        <dc:description_english>During the RA-6 start-up test program different experimental results with fresh fuel&#13;
were obtained. These can be used to validate the nuclear data and computational models&#13;
utilized to calculate similar systems.&#13;
In this work we present a reactor models which is used to analyze these experiments.&#13;
The generation of this model involves a detailed evaluation of all neutronically important&#13;
reactor parameters, with the purpose of finding the best estimated value and an associated&#13;
uncertainty for each parameter.&#13;
The analyzed experiments were: approach to critical, control rod reactivity&#13;
calibration, and measurements of reactivity coefficients, kinetic parameters, flux&#13;
distributions and activation rates. The analyses were performed using MCNP5.&#13;
For some cases, we analyzed the effect of geometrical, material composition and&#13;
experimental uncertainties over the measured parameters. With this, we found a global&#13;
uncertainty related to the reactor model, that makes possible the comparison between&#13;
computational and measured results.&#13;
In the cases where that kind of analysis was not possible, we analyzed the effect of&#13;
the difference between the computational and the experimental procedures. In addition, we&#13;
present detailed models of these experiments that allow estimating how good we can&#13;
calculate these parameters.&#13;
Finally, we study how this work can be used to calculate other operating conditions&#13;
or in the design of similar reactors.&#13;
In all the analyzed experiments, good agreements between measured and computed&#13;
results were found.&#13;
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