Modelado del Núcleo de un Reactor Nuclear PWR-KWU para el Análisis de Criticidad mediante Simulaciones Monte Carlo con el Código KENO VI

Abstract

[ES] En este trabajo de fin de máster se aborda la creación de un modelo 3D de un reactor nuclear PWR-KWU utilizando el código KENO VI, parte integral del sistema SCALE. El modelo generado permitirá realizar simulaciones Monte Carlo para analizar la criticidad y flujo neutrónico del reactor. El objetivo principal de este trabajo es desarrollar un modelo 3D detallado del reactor nuclear de Trillo utilizando el código KENO VI con el fin de realizar análisis de criticidad y flujo neutrónico mediante simulaciones Monte Carlo. Con estos análisis se desea calcular la cantidad de boro que hay que añadir para que el reactor sea crítico a principio de ciclo, cuando el combustible es fresco, incluyendo un análisis de quemado del mismo. La metodología empleada incluye la construcción del modelo de acuerdo con las especificaciones reales de la central y la integración de datos correspondientes a condiciones operativas reales del reactor en el modelo para la obtención de resultados. Una vez finalizado, este modelo permitirá obtener resultados relativos a la cantidad de boro necesario para alcanzar estado crítico en el reactor para cualquier composición del combustible.

[EN] In this master's thesis, the creation of a 3D model of a PWR-KWU nuclear reactor using the KENO VI code, an integral part of the SCALE system, is addressed. The generated model will allow Monte Carlo simulations to analyze the reactor's criticality and neutron flux.

The main objective of this work is to develop a detailed 3D model of the Trillo nuclear reactor using the KENO VI code to perform criticality and neutron flux analyses through Monte Carlo simulations. The goal is to calculate the amount of boron needed to ensure the reactor is critical at the beginning of the cycle, when the fuel is fresh, including a burnup analysis. The methodology employed involves constructing the model according to the real specifications of the plant and integrating data corresponding to the reactor's actual operating conditions into the model to obtain results.

Once completed, this model will provide results regarding the amount of boron required to achieve a critical state in the reactor for any fuel composition.