Aplicación del método de Monte Carlo al cálculo de la activación neutrónica de una muestra de acero en un reactor nuclear de investigación y comparación de la dosis producida con medidas experimentales

Abstract

[ES] En primer lugar, se calculará la actividad producida por activación neutrónica en un reactor de investigación mediante simulaciones utilizando el método de Monte Carlo (código MCNP5). Los valores de actividad obtenidos se compararán con los resultados de cálculos teóricos. En segundo lugar, mediante nuevas simulaciones con MCNP5, se determinará la dosis que producirán los materiales activados. Las dosis obtenidas se compararán con medidas realizadas tras la activación en un reactor experimental. Se trata, en definitiva, de validar los modelos de simulación desarrollados.