Estudio de la Ecuación del Transporte de Neutrones en Reactores Modulares Pequeños de Sales Fundidas

Abstract

[ES] La energía nuclear es una fuente de energía limpia y segura que desde su puesta en marcha ha ido evolucionando en aspectos de diseño y seguridad. Fruto de esta evolución se están desarrollando los reactores modulares pequeños o Small Modular Reactors (SMR), que prometen ser una tecnología energética sostenible que ayude a combatir el cambio climático, en especial los reactores de sales fundidas. Estos reactores pequeños pueden ser construidos en cadena y posteriormente transportados allá donde sean necesarios. Puesto que esta tecnología presenta un funcionamiento complejo y distinto a los reactores nucleares más comunes, los reactores de agua ligera, es necesario estudiar el comportamiento de la población neutrónica en el núcleo de estos reactores. Para ello, se resuelve la ecuación del transporte neutrónico en estado estacionario haciendo uso de códigos basados en el método de Monte Carlo, obteniéndose los valores de flujo neutrónico y la constante de multiplicación. Esta metodología requiere unos altos recursos computacionales para resolver el reactor completo. En este trabajo se realiza el estudio de la ecuación del transporte de neutrones en un SMR de sales fundidas, empleando el código de Monte Carlo, SERPENT. De otro modo, se estudiará la validez de la aproximación de la difusión neutrónica y los métodos de homogeneización espacial tradicionales utilizando el código FEMFFUSION desarrollado en la UPV. Esta aproximación requiere muchos menos recursos computacionales. De este modo se comparará la nueva distribución del flujo de neutrones con la ofrecida por la ecuación del transporte.

[EN] Nuclear energy is a clean and safe source of energy that since its first launch has been evolving in design and safety aspects. As a result of this evolution, Small Modular Reactors (SMR) are being developed and assure to be a sustainable energetic technology that helps fighting against climate change, especially the molten salts reactors. These small reactors can be mass-produced and be transported where they will be needed.

Since this technology presents a complex as well as a different functioning from the most common nuclear reactors, the light water reactors, it is necessary to study the neutron population behaviour in the core of these reactors. For so, the neutronic transport equation is solved in steady state using codes based on the Monte Carlo method, obtaining the neutronic flux and multiplications constant values. This methodology requires high computational resources to solve the whole reactor core. In this project, the neutrons transport equation for a molten salts SMR using the Monte Carlo code, SERPENT, is studied.

On the other hand, it will be studied the validity of the approximation of the neutronic diffusion and the traditional spatial homogenization using the FEMFFUSION code developed by the UPV. This approximation requires much less computational resources. In this sense, the new neutrons flux distribution and the one obtained with the transport equation will be compared.