Resumen

Para analizar el comportamiento estacionario y transitorio del reactor CROCUS, se necesitan desarrollar varios métodos y modelos en las áreas de física de reactores, termohidráulica y acoplamiento multifísico. Los objetivos a largo plazo de este proyecto son trabajar hacia el desarrollo de un método moderno para el análisis de seguridad de reactores de investigación y actualizar el Informe Final de Análisis de Seguridad del reactor CROCUS. Una primera parte del documento trata sobre la generación de una biblioteca de datos nucleares del simulador de núcleo para el reactor CROCUS utilizando el código Monte Carlo Serpent 2 y también sobre la modelización del núcleo del reactor utilizando el código PARCS. Los resultados del valor propio de PARCS, la distribución radial de potencia y el valor de reactividad de las barras de control fueron comparados con los resultados del modelo de núcleo completo de Serpent 2. Utilizando el modelo de Serpent 2 como referencia, las predicciones del valor propio de PARCS estuvieron dentro de 240pcm, la potencia radial estuvo dentro del 3% en la reg

• Materias:Reactores Seguridad nuclear Parámetros termohidráulicos Sistema de enfriamiento Contaminación nuclear
• Subjects:Reactors Nuclear safety Thermohydraulic Parameters Cooling system Nuclear contamination
• Palabras claves:Análisis; Física de reactores; Termohidráulica; Acoplamiento multifísico; Análisis de seguridad; Reactores de investigación
• Keywords:Analyze; Reactor physics; Thermal-hydraulics; Multiphysics coupling; Safety analysis; Research reactors