Resumen

El análisis de acoplamiento termohidráulico y neutrónico es una parte importante de la simulación de alta fidelidad para el núcleo del reactor nuclear. En este artículo, se propuso un método de acoplamiento termohidráulico y neutrónico para el núcleo del reactor de combustible tipo placa basado en el código Fluent y Monte Carlo. El módulo de interfaz de acoplamiento se desarrolló utilizando la Función Definida por el Usuario (UDF) en Fluent. Se establecieron un modelo termohidráulico tridimensional y un modelo de física del núcleo del reactor utilizando Fluent y el código Monte Carlo para un conjunto de combustible tipo placa típico, respectivamente. Luego, se realizó el análisis de acoplamiento termohidráulico y neutrónico utilizando el código de acoplamiento desarrollado. Se compararon los resultados de la simulación con métodos de análisis de acoplamiento y no acoplamiento para demostrar la viabilidad del código de acoplamiento, y se muestra que la precisión del método de acoplamiento propuesto es mayor que la del

• Materias:Refrigeración en reactores Termohidráulico Flujo de calor Seguridad radiológica Productos de fisión
• Subjects:Reactor Cooling Thermohydraulics Heat flow Nuclear safety Fission products
• Palabras claves:Hidráulica térmica; Análisis de acoplamiento neutrónico; Núcleo de reactor de combustible tipo placa; Fluent; Código Monte Carlo; Función definida por el usuario.
• Keywords:Thermal hydraulic; Neutronics coupling analysis; Plate type fuel reactor core; Fluent; Monte Carlo code; User Defined Function