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<dc:title>Cálculo neutrónico de reactores híbridos fusión-fisión.</dc:title>
<dc:title_english>Fusion-fission hybrid reactors neutronics calculation. </dc:title_english>
<dc:creator>Schmidt, Norberto S.</dc:creator>
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<dc:description>Los reactores híbridos de fusión-fisión constituyen una alternativa interesante para la generación de energía nuclear, ya que presentan ventajas respecto de la fisión y la fusión consideradas separadamente. Esto se debe a que permitirán disminuir los requisitos de operación de los reactores de fusión y serán capaces de utilizar como combustible físil elementos separados a partir del reprocesamiento de los elementos combustibles gastados de las centrales nucleares de fisión. Además, serán intrínsecamente seguros, ya que la región físil se encontrará subcrítica, por lo que las reacciones de fisión cesarán si la fuente externa se apaga.
El objetivo de este trabajo es generar herramientas capaces de acoplar los comportamientos neutrónicos de un reactor híbrido, conformado por una fuente de neutrones de fusión, producidos por un reactor nuclear tipo tokamak y un manto físil con combustibles compuestos por actínidos menores y refrigerados por sodio.
El reactor se modela mediante el código de transporte neutrónico OpenMC, el cual fue validado mediante el cálculo de dos benchmarks de reactores de espectro rápido. Para simular la fuente externa de neutrones debida a las reacciones de fusión, se modela el plasma mediante la resolución de la ecuación de Grad-Shafranov para diferentes geometrías, y se calcula la distribución espacial de dichas reacciones.
Considerando que la fuente posee una geometría toroidal, resulta necesario muestrear la distribución de la fuente a fin de generar el archivo necesario para ejecutar el código neutrónico.
Una vez modeladas las geometrías, las composiciones y la fuente externa del reactor híbrido, se procede a evaluar los resultados obtenidos para diferentes parámetros de operación, como ser potencia de fisión, potencia de fusión, factores de multiplicación y
autosostenibilidad de producción de tritio.</dc:description>
<dc:description_english>Fusion-fission hybrid reactors constitute an interesting alternative for the generation of nuclear energy, since they have advantages over fission and fusion considered separately. This is because they will reduce the operation requirements of fusion reactors and will be able to use as fission fuel, elements extracted from the reprocesing of spent fuel elements of nuclear fission plants. Also, they will be intrinsically safe, since the fissile region will be subcritical, so fission reactions will stop if the external source
shuts off.
The objective of this work is to generate tools capable of coupling the neutron behavior of a hybrid reactor, consisting of a fusion neutron source produced by a tokamak nuclear reactor and a fissile mantle with fuels composed of minor actinides and cooled by sodium.
The reactor is modeled with the OpenMC neutron transport code, which was validated by calculating two benchmarks of fast spectrum reactors. To simulate the external neutron source due to fusion reactions, the plasma is modeled by solving the Grad-Shafranov equation for different geometries, and the spatial distribution of these reactions is calculated.
Considering that the source has a toroidal geometry, it is necessary to sample the distribution of the source in order to generate the necessary file to execute the neutronic code.
Once the geometries, the compositions and the external source of the hybrid reactor are modeled, the results obtained for different operating parameters are evaluated, such as fission power, fusion power, multiplication factors and tritium production selfsustainability.</dc:description_english>
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<dc:identifier>Schmidt, Norberto S. (2019) Cálculo neutrónico de reactores híbridos fusión-fisión. / Fusion-fission hybrid reactors neutronics calculation. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.</dc:identifier>
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