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| Títol: | Determinación de parámetros neutrónicos de los elementos de combustible de un PWR para uso en códigos acoplados NKTH y códigos TH con cinética puntual |
|---|---|
| Autor/a: | Modrego Celdran, Jose Luis |
| Altres autors: | Universitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear; Batet Miracle, Lluís |
| Abstract: | En esta memoria se explica brevemente el estado del arte del cálculo del transporte de neutrones, los fundamentos de la teoría de difusión así como las hipótesis y recursos que implementan los diferentes códigos informáticos de cálculo. A continuación se realiza una descripción de los elementos de combustible y del diseño del núcleo del reactor de una central PWR de referencia con una potencia aproximada de 1GWe, haciendo hincapié en aquellos aspectos relevantes para el cálculo y la simulación de fenómenos neutrónicos. El objetivo general del presente proyecto es contribuir a la creación de capacidades de cálculo neutrónico en reactores PWR en el GET (Grup d’Estudis Termohidràulics) de la UPC. Para ello se explica la metodología y resultados de las distintas etapas. En primer lugar se presenta la validación del código de cálculo neutrónico SERPENT, basado en el método de Monte Carlo, mediante un análisis comparativo entre los resultados obtenidos con el paquete de cálculo SCALE6 y el código HELIOS, ambos de carácter determinista. Se elaboran los modelos de los elementos de combustible y de núcleo completo para su uso con SERPENT, con el objetivo de caracterizar el núcleo del reactor de referencia en condiciones de principio de vida (BOL). Se discute las dificultades que presenta el modelo completo tridimensional y se justifica la elección de un modelo bidimensional para los cálculos realizados. A continuación se introduce una metodología general para la creación de librerías de secciones eficaces maestras y se describe la simplificación que permite particularizarla a condiciones BOL. Empleando el modelo de núcleo completo con una geometría 2D, se realiza la condensación de sus parámetros neutrónicos a un modelo 0D para su uso en el código de cálculo termohidráulico RELAP5/mod3.3 con cinética puntual. Seguidamente, se lleva a cabo la generación de las constantes de grupo homogenizadas adecuadas para su empleo en un código de cálculo acoplado (termohidráulico / neutrónico) del tipo RELAP5-3D/NESTLE o TRACE/PARCS, implementando una cinética nodal 3D. Finalmente, se validan las condensaciones 0D y 3D evaluando las condiciones de planta en régimen estacionario y simulando un transitorio de rechazo de carga del 100% al 50%, mediante los códigos RELAP5/mod3.3 y RELAP5/3D. |
| Matèries: | -Àrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear -Neutrons -- Measurement -Nuclear fuels -Neutrons -- Mesurament -Combustibles nuclears |
| Drets: | Attribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Spain
http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/ |
| Tipus de document: | Projecte/Treball fi de carrera o de grau |
| Publicat per: | Universitat Politècnica de Catalunya |
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