Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1

Abstract

[ES] El objetivo de este proyecto es la ratificación del código Monte Carlo MCNP6, para la simulación del transporte neutrónico en un reactor comercial PWR del tipo KWU, utilizando una malla no estructurada. En concreto, se resolverá un problema de criticidad y se hallará el flujo neutrónico. La validación se basará en una comparación con los resultados obtenidos con los modelos geométricos de MCNP6 sin discretizar la geometría. La experimentación en reactores nucleares comerciales está restringida por motivos de seguridad. Por tanto, desde el punto de vista de la seguridad como de la investigación, el simulado de reactores nucleares utilizando códigos de transporte es esencial ya que permite simular el funcionamiento del mismo sin comprometer la seguridad. En particular, cobra especial relevancia a la hora de realizar casos de funcionamiento con diferentes condiciones de trabajo y de comprobar el cumplimiento de las normas de seguridad nuclear.

[EN] The objective of this project is the ratification of the MCNP6 Monte Carlo code for the simulation of the neutron transport in a commercial PWR reactor of the KWU type, using an unstructured mesh. Specifically, a criticality problem will be solved and the neutron flux will be found. The validation will be based on a comparison with the results obtained with the geometric models of MCNP6 without discretizing the geometry. Experimentation in commercial nuclear reactors is restricted for safety reasons. Therefore, from the point of view of safety and research, the simulation of nuclear reactors using transport codes is essential since it allows simulating the operation of the same without compromising safety. It is particularly important to carry out operational cases with different working conditions and to check compliance with nuclear safety standards.