Comparación y validación de los resultados del código AZNHEX v.1.0 con el código MCNP simulando el núcleo de un reactor rápido refrigerado con sodio

Este trabajo se presentó en el Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana Villahermosa 2016 y se publicó en las memorias de la SNM (ST-20).

Resumen:

El proyecto AZTLAN surgió como una iniciativa a nivel nacional para lograr posicionar a México a un nivel competitivo en temas de software para el análisis de reactores nucleares, en un esfuerzo por lograr la autonomía en este ámbito. Para lograr un avance significativo en este proyecto, se crearon cuatro grupos de trabajo; dentro de estos grupos se encuentra el grupo de usuarios, cuya tarea principal es usar los códigos que conforman la plataforma AZTLAN para proporcionar retroalimentación a los desarrolladores, y así lograr que las versiones finales de los códigos sean eficaces y a la vez confiables y de fácil comprensión. En este trabajo se presentan los resultados que proporciona el código AZNHEX v.1.0 al simular el núcleo de un reactor rápido refrigerado con sodio en estado estacionario. La validación de los resultados obtenidos es parte fundamental del desarrollo de la plataforma y responsabilidad del grupo de usuarios, por lo que, en esta investigación, los resultados obtenidos con AZNHEX se comparan y analizan con los proporcionados por el código de Monte Carlo MCNP5, software mundialmente utilizado y reconocido. Se presenta también una descripción de la metodología empleada con MCNP5 para el cálculo de las variables de interés y la diferencia que se tiene respecto a lo calculado con AZNHEX.

http://www.aztlanplatform.mx/wp-content/uploads/2016/07/unsexto_core.jpg

1/6 núcleo reactor rápido refrigerado con sodio

El artículo se puede descargar del siguiente link: snm_st-20

Tu dirección de correo electrónico no será publicada. Los campos obligatorios están marcados con *