En el congreso anual de la SNM 2014 llevado a cabo en la ciudad de Boca del Río, Veracruz, se presentaron varios trabajos por parte del grupo Neutrónica, uno de ellos es el siguiente: “Analisis comparativo de resultados entre CASMO, MCNP y SERPENT para una suite de problemas Benchmark en reactores BWR”
El artículo presentado tiene el siguiente resumen:
En este trabajo se hace una comparación en el análisis de la suite de problemas Benchmark para reactores tipo BWR entre el código CASMO-4, MCNP6 y SERPENT. El problema Benchmark consiste de dos geometrías diferentes: celda combustible de un pin y ensamble tipo BWR. Para facilitar el estudio de la física de reactores en el pin de combustible se proporcionan sus características nucleares a detalle, como es el caso de la dependencia del quemado, de la reactividad del nuclido seleccionado, etc. Con respecto al ensamble de combustible, los resultados presentados son respecto al factor de multiplicación infinito para diferentes pasos de quemado y diferentes condiciones de vacío. El hacer el análisis de este conjunto de problemas Benchmark proporciona exhaustivos problemas de prueba para la próxima generación de combustibles de reactores BWR con quemados extendidos altos. Cabe señalar que al realizar esta comparativa se persigue validar las metodologías empleadas al modelar para diferentes condiciones de operación, en caso de que se trate de otro tipo de ensamble BWR. Tomando en consideración que no importa el código a utilizar los resultados estarán dentro de un rango con cierta incertidumbre. En el IPN, en la Escuela Superior de Física y Matemáticas, se ha acumulado cierta experiencia en el uso de SERPENT bajo la dirección de personal del ININ, debido al potencial que tiene éste código con respecto a otros códigos comerciales como lo son CASMO y MCNP. Los resultados obtenidos para el factor de multiplicación infinito son alentadores y motivan los estudios para continuar con la generación de las XS de un núcleo para que en un siguiente paso se construya una respectiva biblioteca de datos nucleares y ésta pueda ser empleada por los códigos desarrollados como parte del proyecto de desarrollo de la Plataforma Mexicana de Análisis de Reactores Nucleares AZTLAN.
