Metodología para resolver la ecuación del transporte con el código de ordenadas discretas TORT en el reactor IPEN/MB-01

Abstract

La resolución de la Ecuación del Transporte Neutrónico en estado estacionario en reactores nucleares de tipo piscina, se consigue normalmente por medio de 2 métodos numéricos diferentes: Monte Carlo (estocástico) y Ordenadas Discretas (determinista). El método de las Ordenadas Discretas resuelve la Ecuación del Transporte Neutrónico para un conjunto de determinadas direcciones, obteniendo un conjunto de ecuaciones y soluciones para cada dirección, donde la solución para cada dirección es el flujo angular. Con el objetivo de tratar la dependencia energética, se utiliza la aproximación multigrupo de la energía, obteniendo así un conjunto de ecuaciones que dependerá del número de grupos energéticos considerado. Además, también se necesita una discretización del espacio para resolver el problema, que es resuelto realizando un barrido por toda la malla del espacio discretizado. No obstante, estas discretizaciones de la dirección y de la energía implican el uso de unas secciones eficaces especiales, que se obtienen aplicando una metodología basada en las prestaciones del código NJOY99. Finalmente, para demostrar las capacidades de este método, se utiliza el código 3D de ordenadas discretas TORT para resolver el reactor IPEN/MB-01.