Resumen

El diseño de seguridad radiológica y el análisis de emergencia de un sistema nuclear avanzado dependen en gran medida de los resultados del análisis del término fuente. En los reactores modulares de alta temperatura refrigerados por gas (HTGRs), las tasas de liberación de productos de fisión (FPs) de los elementos combustibles son el tema clave del análisis del término fuente. El código FRESCO-II se ha establecido como una herramienta útil para simular los comportamientos de acumulación y transporte de FPs durante muchos años. Sin embargo, se ha encontrado que el método matemático de este código no es exhaustivo, lo que resulta en grandes errores para los nuclidos de corta vida y un paso de tiempo grande durante los cálculos. En este estudio, utilizamos el modelo original de partículas TRISO y elementos combustibles esféricos y proporcionamos un nuevo método para corregir el código FRESCO-II. Los resultados muestran que, para los radionúclidos de larga vida (Cs-137), los dos métodos son perfectamente consistentes entre sí, mientras que en el caso de los radionúclidos

• Materias:Seguridad nuclear Combustible nuclear Parámetros de neutrones Simulación secuencial Datos operativos
• Subjects:Nuclear safety Nuclear Fuel Neutron parameters Sequential simulation Operational data
• Palabras claves:Seguridad radiológica; Sistema nuclear avanzado; Análisis del término fuente; Reactores de alta temperatura refrigerados por gas; Productos de fisión; Código FRESCO-II
• Keywords:Radiation safety; Advanced nuclear system; Source term analysis; High-temperature gas-cooled reactors; Fission products; FRESCO-II code