Desarrollo de una metodología de generación de tablas de parámetros nucleares para el análisis de reactores PWR con códigos 3D de difusión neutrónica

Abstract

[ES] Este Trabajo de Fin de Máster se enfoca en el desarrollo de una metodología para generar tablas de secciones eficaces y parámetros nucleares con el fin de realizar cálculos neutrónicos 3D para reactores tipo PWR (Pressurized Water Reactors). Para ello se emplean los códigos POLARIS y CASMO, con los que se modelan los elementos de combustible considerando geometrías, materiales y condiciones operativas específicas del reactor. Las simulaciones se realizan para diferentes pasos de quemado e históricos (branches), generando datos que permiten caracterizar el comportamiento del combustible bajo distintas configuraciones. Todo esto permite la evaluación de parámetros como la constante de multiplicación efectiva, la distribución de potencia y las secciones eficaces. El análisis comparativo entre los resultados con POLARIS y CASMO permite validar la precisión de las secciones eficaces generadas. Además, se utiliza el programa GenPMAXs que convierte los resultados de POLARIS y CASMO en un formato compatible con el simulador de núcleo PARCS. El código GenPMAXs es clave para generar archivos de secciones eficaces en formato PMAXS, que permiten el estudio detallado de transitorios y el comportamiento del reactor en estado estacionario. Dichos archivos incluyen variables como la inserción de barras de control, densidad de refrigerante y concentraciones de venenos solubles, asegurando una modelización precisa para análisis dinámicos del núcleo.

[EN] This Master s Thesis focuses on the development of a methodology to generate tables of cross-sections and nuclear parameters for performing 3D neutron transport calculations for PWR (Pressurized Water Reactors) type reactors. For this, the POLARIS and CASMO4 codes are used, with which the fuel elements are modelled considering the reactor s specific geometries, materials and operating conditions. Simulations are carried out for different burnup steps, history and instantaneous (branches), generating data that allow characterizing the fuel s behaviour under different configurations. This enables the evaluation of parameters such as the effective multiplication constant, power distribution and cross-sections. The comparative analysis between the results obtained with POLARIS and CASMO allows validating the accuracy of the generated cross-sections. Additionally, the GenPMAXs program is used, which converts the results from POLARIS and CASMO into a format compatible with the PARCS core simulator. The GenPMAXs code is essential for generating cross-sections files in PMAXS format, enabling a detailed study of transients and the reactor s behaviour in a steady state. These files include variables such as control rod insertion, coolant density, and soluble poison concentrations, ensuring precise modelling for dynamic core analyses.