Cálculo de flujo neutrónico con MCNP5 en el núcleo 34 del reactor RP-10 con elementos combustibles tipo placa de U3O8 - Al de bajo enriquecimiento
Descripción del Articulo
Este trabajo es el resultado de mi estancia como practicante, desde mayo del an˜o pasado, en el grupo de Calculo, Análisis y Seguridad (CASE) del Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN). El objetivo propuesto fue validar el modelo computacional que se tiene del reactor RP-10 a través de la compa...
Autor: | |
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Formato: | tesis de grado |
Fecha de Publicación: | 2011 |
Institución: | Universidad Nacional de Ingeniería |
Repositorio: | UNI-Tesis |
Lenguaje: | español |
OAI Identifier: | oai:cybertesis.uni.edu.pe:20.500.14076/1163 |
Enlace del recurso: | http://hdl.handle.net/20.500.14076/1163 |
Nivel de acceso: | acceso abierto |
Materia: | Distribución axial Software MCNP5 Flujo neutrónico |
Sumario: | Este trabajo es el resultado de mi estancia como practicante, desde mayo del an˜o pasado, en el grupo de Calculo, Análisis y Seguridad (CASE) del Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN). El objetivo propuesto fue validar el modelo computacional que se tiene del reactor RP-10 a través de la comparación de valores obtenidos para la distribución axial de flujo de neutrones térmico y epitérmico en el núcleo del reactor, primero experimentalmente y luego mediante el modelamiento con el software MCNP5. Para la medición de flujo se utilizó la técnica de irradiación de hojuelas de Au. Las sondas de oro se colocaron en portamuestras que fueron depositados en las cajas de irradiación H4, E5 y B4. El modelo del núcleo del reactor se modificó implementando la geometría de los portamuestras y sus respectivos canes de irradiación. Se trabajó con las librerías de datos de las entregas ENDF/B-VI y ENDF/B-VII; esta última generada mediante el programa NJOY. Para reducir el tiempo de computo de manera eficiente, se utilizo la interfaz MPICH 1.2.4 para realizar corridas en paralelo con un procesador Intel Core i7. Se encuentra que los cálculos concuerdan con los valores experimentales dentro del 26 % de error relativo, debido a un desplazamiento en los perfiles calculado y experimental; por lo tanto, si este modelo se consigue mejorar hasta conseguir la corrección de este desplazamiento, los resultados Monte Carlo pueden ser utilizados para calcular el flujo neutrónico en otras posiciones de irradiación y diferentes lugares del núcleo. En el último capıtulo se proponen ideas para trabajos futuros. |
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Nota importante:
La información contenida en este registro es de entera responsabilidad de la institución que gestiona el repositorio institucional donde esta contenido este documento o set de datos. El CONCYTEC no se hace responsable por los contenidos (publicaciones y/o datos) accesibles a través del Repositorio Nacional Digital de Ciencia, Tecnología e Innovación de Acceso Abierto (ALICIA).
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