Resumen

Las simulaciones de transporte de neutrones del conjunto de combustible RBMK-1500 se realizaron utilizando bibliotecas de datos de energía multigrupo y energía continua disponibles dentro del sistema de códigos SCALE para validar su idoneidad para la estimación de las características neutrónicas de RBMK. El procesamiento de resonancias de secciones transversales, involucrado en la preparación de la biblioteca de datos multigrupo, tiene un impacto significativo en los cálculos de transporte de neutrones. Los factores de Dancoff estándar (DFs) utilizados para la geometría heterogénea del conjunto de combustible RBMK son insuficientes para la estimación precisa del autoapantallamiento de resonancia. Por lo tanto, en este estudio se utilizó el módulo MCDancoff de SCALE para determinar DFs específicos de ubicación. Se compararon los resultados de las simulaciones del conjunto de combustible RBMK-1500 utilizando DFs estándar y definidos por el usuario. Además, se aplicó la biblioteca de datos de secciones transversales de energía continua (CE) para los cál

• Materias:Seguridad nuclear Combustible nuclear Parámetros de neutrones Simulación secuencial Datos operativos
• Subjects:Nuclear safety Nuclear Fuel Neutron parameters Sequential simulation Operational data
• Palabras claves:Transporte de neutrones; Conjunto combustible RBMK-1500; Bibliotecas de datos; Sistema de código SCALE; Procesamiento de resonancia; Factores Dancoff;
• Keywords:Neutron transport; RBMK-1500 fuel assembly; Data libraries; SCALE code system; Resonance processing; Dancoff factors;