Resumen

La metodología actual de diseño de neutrones de los reactores CANDU-PHWRs basada en cálculos de dos pasos requiere determinar no solo constantes homogeneizadas de dos grupos para celdas de retícula de paquetes de combustible ordinario mediante el código de celda de retícula WIMS-AECL, sino también constantes incrementales de dos grupos que surgen de la penetración de dispositivos de control en las celdas de paquetes de combustible mediante un código de análisis de supercelda como MULTICELL o DRAGON. Como una forma alternativa de generar las constantes de dos grupos necesarias para el análisis del núcleo de un CANDU-PHWR, este artículo propone utilizar un método de generación de constantes de pocos grupos de Monte Carlo (MC) aumentado con la teoría B (método B MC) que ha sido diseñado para el método de análisis de ensamblajes de combustible de reactores PWR. Para examinar la aplicabilidad del método B MC para el análisis del núcleo del CANDU 6, se realizan cál

• Materias:Reactores Seguridad nuclear Parámetros termohidráulicos Sistema de enfriamiento Contaminación nuclear
• Subjects:Reactors Nuclear safety Thermohydraulic Parameters Cooling system Nuclear contamination
• Palabras claves:Neutrónica; Metodología de diseño; CANDU-PHWR; Cálculos en dos etapas; Constantes de dos grupos; Pilas de combustible en haz
• Keywords:Neutronics; Design methodology; CANDU-PHWRs; Two-step calculations; Two-group constants; Fuel bundle cells