Análisis de reactividad y quemado del reactor VENUS-PWR mediante código de Monte Carlo. Validación frente a Benchmark experimentales

Abstract

[ES] El objetivo de este proyecto es la validación del modelo de MCNP del reactor VENUS con datos obtenidos experimentalmente. Posteriormente a la validación, se realizarán cálculos de quemado para ver la evolución de los materiales del núcleo a lo largo del tiempo de operación. La simulación de los reactores nucleares mediante códigos computacionales es vital, ya que permite evaluar el funcionamiento de estos sin necesidad de ponerlos en operación. Esto cobra especial sentido desde el punto de vista de seguridad (ya que permite comprobar si se cumple la normativa en diversas instalaciones con anterioridad) y de investigación (ya que permite la reproducción de una gran variedad de tipos de sistemas y condiciones). En lo referente a la estructura del proyecto, en primer lugar, se encuentra la memoria. En esta, se expone la normativa referente a límites de criticidad en reactores y piscinas de combustible. A continuación, se introducen una serie de conceptos teóricos necesarios para el entendimiento del proyecto, como son los conceptos de criticidad, ecuación del transporte y métodos de Monte Carlo; seguida de una breve introducción al programa en torno al cual gira el proyecto, MCNP. A continuación, se describe el caso de aplicación, que en este caso se trata del reactor VENUS. Se detalla toda la información en cuanto a dimensiones, geometría y composición de las diferentes partes del reactor, a partir de la cual se elabora el modelo. Del mismo modo, se explica cómo se obtuvieron los datos experimentales. Por último, se presentan datos del modelo, la metodología en la simulación y los resultados obtenidos, junto con las conclusiones, para los cálculos realizados de criticidad, distribución de potencia y quemado. A la vista de estos, se puede comprobar que el reactor está ligeramente subcrítico (al igual que lo indicado en los datos experimentales). Los cálculos de quemado indican que el reactor se mantiene con el mismo nivel de criticidad a potencia nominal, mientras que si aumenta la potencia la evolución de la criticidad queda marcada por el desgaste del Boro-10. El documento está cerrado por el presupuesto, donde se estima el coste necesario para la realización de este tipo de proyectos.

[CA] L’objectiu d’aquest projecte es la validació del model de MCNP del reactor VENUS amb dades obtenides experimentalment. Posteriorment a la validació, es realitzaran càlculs de cremat per a avaluar l’evolució del materials del nucli durant el temps d’operació. La simulació dels reactors nuclears mitjançant codis computacionals es vital, ja que permet avaluar el funcionament d’aquests sense la necessitat de posar-los en operació. Açò cobra especial sentit des del punt de vista de la seguretat (perquè permet comprovar si es compleix la normativa en diverses instal·lacions amb anterioritat) i de la investigació (ja que permet la reproducció d’una gran varietat de tipus de sistemes i condicions). En lo referent a la estructura del projecte, en primer lloc, es pot trobar la memòria. En aquesta s’exposa la normativa referent als límits de criticitat en reactors i piscines de combustible. A continuació, s’introdueixen una sèrie de conceptes teòrics necessaris per a l’enteniment del projecte, com son els conceptes de criticitat, equació del transport i mètodes de Monte Carlo; seguida d’una breu introducció al programa al voltant del qual gira el projecte, MCNP. A continuació, es descriu el cas d’aplicació, que es tracta del reactor d’investigació VENUS. Es detalla tota la informació en quant a dimensions, geometria i composició de les diferents parts del reactor, a partir de la qual s’elabora el model. Del mateix mode, s’explica com s’obtingueren les dades experimentals. Per últim, es presenten les dades del model, la metodologia de simulació i els resultats obtinguts, junt amb les conclusions dels càlculs realitzats de criticitat, distribució de potència i cremat. A la vista d’aquests, es pot comprovar que el reactor està lleugerament subcrític (tal i com es mostra a les dades experimentals). Els càlculs de cremat indiquen que el reactor es mantén amb el mateix nivell de criticitat a potència nominal, mentre que si s’augmenta la potència l’evolució queda marcada pel desgast del Boro-10. El document es tanca amb el pressupost, on s’estima el cost necessari per a la realització d’aquest tipus de projecte.

[EN] The aim of this project is to validate an MCNP model of the nuclear reactor VENUS using experimental data. After the validation, some burnup calculations will be performed in order to observe the evolution of materials in the core along an operative cycle. Simulation of nuclear reactors with the use of computational codes is vital, since it allows the evaluation of the way they work regardless of they being operative. This is especially important in a security sense (since normative can be checked previously to their construction) and in terms of investigation (since a wide range of reproductions can be made using different conditions and parameters). Regarding the structure of this project, the report is the first document, starting with normative referred to criticality limits in reactor and fuel pools. Then, some theoretical concepts needed to understand the project are slightly introduced. Such concepts are criticality, transport equation, Monte Carlo methods and a brief introduction to the program the project revolves around, MCNP. Following this theoretical introduction, a description of the reactor VENUS is provided, with dimensions, geometry and material composition data from which the model is done. An explanation of how experimental data was obtained is also provided. Last, but not least, data about the model, the methodology of the simulation and the results obtained is presented. This data is followed by the conclusions of the criticality, power distribution and burnup calculations. From it, it can be concluded that the reactor is slightly subcritical (as experimental data shows). Burnup calculations show that the reactor is held subcritical during the active cycle at nominal power, whereas criticality decreases leaded by Boron-10 if the power is raised. The final document is the budget, where the typical cost of this type of project is estimated.