Bertona, Juan F. (2012) Análisis neutrónico de las barras de control del reactor CAREM-25 haciendo uso del código MCNP. / Neutronic analysis of the CAREM-25 reactor´s control rods using MCNP. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
El CAREM 25 es un diseño de reactor de producción eléctrica refrigerado y moderado por agua liviana, autopresurizado, integrado, de convección natural y con sistemas de seguridad pasivos. Actualmente el estado de desarrollo de la ingeniería alcanzado en el diseño hace relevante la realización de ciertos estudios que hacen a la performance. En este marco es de importancia la evaluación de los efectos de al radiación sobre las barras de control de Ag-In-Cd. En el presente trabajo se realizó un modelado del núcleo con el código de transporte probabilístico MCNP junto con sus barras de control y otros componentes pertinentes para el cálculo, a partir de un modelo de fuente neutrónica fija partiendo de los resultados de la cadena de cálculo CONDOR–>CITVAP/THERMIT. Se obtuvieron resultados relacionados con el flujo neutrónico, el calentamiento instantáneo o prompt, el calentamiento por decaimientos nucleares, la activación y el quemado o “depletion” de los materiales de las barras de control. Entre los resultados se encontró una fuerte depletion del isótopo ¹¹³Cd que tiene como consecuencia una notable disminución en la sección eficaz macroscópica del material Ag-In-Cd.
Resumen en inglés
CAREM 25 is the design for a light water, self pressurized natural convection integrated nuclear power reactor with passive security systems. The actual engineering development stage makes the evaluation of certain performance parameters relevant. In this context the evaluation of the effects of radiation on the Ag-In-Cd control rods is of importance. In the present work a model of the core was developed in the probabilistic transport code MCNP along with its control rods and other relevant components for the calculation as well as a model for a fixed neutronic source using results from the CONDOR–>CITVAP/THERMIT calculation sequence. Results were obtained regarding neutronic flux, prompt and decay heating, activation and depletion o the control rod materials. Among the results, a strong depletion of ¹¹³Cd was found, having as a consequence a remarkable decrease in the macroscopic cross secion of the Ag-In-Cd material. 2
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Control elements; Elementos de control; Heating; Calentamiento; Activation; Activación; CAREM-25 |
| Referencias: | [1] X-5 Monte Carlo Team. MCNP—A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5. [2] S. Glasstone. “Nuclear Reactor Theory”. Van Nostrand Reinhold Company. New York. 1970. [3] http://www.cab.cnea.gov,ar/divulgacion/reactores/m_reactores_fa,html, El proyecto de reactor CAREM. [4] John R. Lamarsh, “Introduction to Nuclear Reactor Theory”, Addison-wesley Publishing Company, 1972. [5] Richard B, Fireston, “Table of Isotopes”, Wiley-Interscience, 1996. [6] Jagdish K. Tuli, “Nuclear Wallet Cards”, National Nuclear Data Center, Seventh edition, 2005. [7] http://projects.gnome.org/gnumeric/. [8] Diego Ferraro, “Evaluación de la distribución del flujo azimutal en el recipiente de presión de Atucha I”, Tésis de Grado, Instituto Balseiro, 2008. [9] T.E.Booth, “A sample problem for variance reduction in MCNP”, Los Alamos National Laboratory, 1985. [10] E.M. Lopasso, L. Torres, “Actualización de los cálculos de núcleo del reactor CAREM 25. Núcleo con reflector de acero”, IN-CAREM25N-30-r0 |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Ingeniería de reactores Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de reactores y radiaciones |
| Código ID: | 350 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 02 Oct 2012 09:39 |
| Última Modificación: | 02 Oct 2012 14:33 |
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