Resumen

Se desarrolla un módulo neutrónico para la solución de problemas de difusión multigrupo bidimensional estacionarios en núcleos de reactores nucleares. El módulo puede producir tanto flujos directos como adjuntos, es decir, importancias de neutrones. Se emplean diferentes esquemas numéricos. En primer lugar se implementa un enfoque estándar de diferencias finitas, principalmente para servir como referencia para esquemas menos desafiantes computacionalmente, como los métodos nodales y los métodos de elementos de contorno, que se consideran en la segunda parte del trabajo. La validación de los métodos propuestos se lleva a cabo mediante comparaciones de resultados para estructuras de referencia. En particular, se considera un problema crítico para un reactor homogéneo para el cual existe una solución analítica como punto de referencia. Luego, el módulo computacional se aplica a un sistema de espectro rápido, con características físicas similares al proyecto ELSY enfriado con plomo propuesto. Los resultados muestran la efectividad de las técnicas numéricas presentadas. La

• Materias:Combustible nuclear Sistemas de refrigeración Chorro flotante horizontal Termohidráulico Simulación de flujo
• Subjects:Nuclear Fuel Cooling Systems Horizontal Floating Jet Thermohydraulics Flow Simulation
• Palabras claves:Módulo neutrónico; Bidimensional; Problemas de difusión; Núcleos de reactores nucleares; Esquemas numéricos; Importancia de los neutrones
• Keywords:Neutronic module; Two-dimensional; Diffusion problems; Nuclear reactor cores; Numerical schemes; Neutron importances