Resumen

La ecuación de difusión de neutrones se utiliza frecuentemente para realizar cálculos neutrónicos a nivel de núcleo. Consiste en un conjunto de ecuaciones diferenciales parciales de segundo orden sobre las coordenadas espaciales que, tanto en la academia como en la industria, generalmente se resuelven mediante la discretización del término de fuga de neutrones utilizando una malla estructurada. Este trabajo presenta las alternativas que las mallas no estructuradas pueden ofrecer para ayudar a los ingenieros a resolver el problema de difusión de neutrones y brinda una breve descripción general de la variedad de posibilidades que ofrecen. Es mediante la comprensión de las matemáticas básicas que subyacen a las ecuaciones que modelan sistemas físicos reales; se pueden tomar decisiones técnicas más acertadas. Es en este espíritu que se ha escrito este artículo, ofreciendo una primera introducción a los conceptos básicos que pueden incorporarse en los cálculos de flujo de neutrones a nivel de núcleo. Se resuelve un reactor circular homogéneo bid

• Materias:Combustible de reactor Código cinético Núcleos de reactores Reactores de bajo rendimiento Transferencia de calor
• Subjects:Reactor fuel Kinetic code Reactor cores Low-performance reactors Heat transfer
• Palabras claves:Ecuación de difusión de neutrones; Cálculos neutrónicos a nivel de núcleo; Mallas no estructuradas; Coordenadas espaciales; Discretización; Término de fuga de neutrones
• Keywords:Neutron diffusion equation; Core-level neutronic calculations; Unstructured grids; Spatial coordinates; Discretizing; Neutron leakage term