Modelado de Celdas de Combustible Nucleares Heterogéneas Usando el Módulo AZTRAN
Este trabajo se presentó en la XX Reunión Nacional Académica de Física y Matemáticas 2015 realizada en la Escuela Superior de Física y Matemáticas del IPN.
Resumen:
Se presenta el modelado de un problema benchmark de un PWR con combustible MOX y UO2 y con 7 grupos de energía sin homogeneización espacial, lo cuál implica el uso de secciones eficaces heterogéneas y la geometría exacta de la celda de combustible nuclear. El refinamiento interno de la malla cartesiana para aproximar la geometría cilíndrica de la pastilla considera tres casos: refinamientos 3×3, 5×5 y 7×7. Los resultados obtenidos con AZTRAN se compararon con el código de transporte DORT, un código determinístico con características semejantes a las de AZTRAN. En todos los casos estudiados, el error entre AZTRAN y DORT fue menor al ±1%.
Arreglo C5G7 con refinamiento de 5×5 en la celda de combustible
El artículo se puede descargar en el siguiente link: RNAFM_2015.pdf