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dc.contributorBlas Del Hoyo, Alfredo de
dc.contributor.authorCriado Martín, Alejandro Fernando
dc.contributor.otherUniversitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear
dc.date.accessioned2011-11-16T18:24:30Z
dc.date.available2011-11-16T18:24:30Z
dc.date.issued2011-05
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/2099.1/13445
dc.description.abstractEl presente proyecto final de carrera se enmarca en el convenio de colaboración entre el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Universitat Politècnica de Catalunya (UPC) para la realización de proyectos en el ámbito de la seguridad nuclear y la protección radiológica. El proyecto estudia la criticidad del reactor Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) mediante el código de simulación SCALE. El MSBR es un reactor de sales fundidas concebido y diseñado por ORNL, con una composición óptima de sales de combustible (fuel) de 7LiF-BeF2-HNF4 (71,7-16,0-12,3 % molar) de donde los nucleidos pesados (HN) son de ThF4-UF4. Este reactor ha sido diseñado para generar una potencia térmica de 2250 MWt y operar a una potencia eléctrica neta de aproximadamente 1000 MWe. Actualmente no hay ningún reactor MSBR en funcionamiento ni nunca se llevo a cabo tal realización, ya que fue abandonado como proyecto después que India explosionara una bomba en 1974. El reactor MSBR no tuvo impedimento tecnológico para llevarse a cabo, pero por sus características es fácil manipular el recuento de material físil. La simulación mediante el conjunto de códigos SCALE requiere la modelización del núcleo exigiendo una labor importante de identificación de la composición isotópica de las sales de combustible y las geometrías. En el desarrollo del proyecto se evalúa también la capacidad y limitaciones que presenta el código de simulación SCALE para la modelización del reactor y el posterior estudio del quemado de las sales de combustible. Para los estudios de criticidad del combustible se ha utilizado la secuencia de cálculo CSAS. En estas se recurre al módulo KENO-V.a para los cálculos de criticidad mediante el método de MonteCarlo. Mediante esta secuencia se ha caracterizado la curva de criticidad y ciertos aspectos sobre la constante de multiplicación efectiva (keff) para diferentes configuraciones del reactor MSBR modelizado. El análisis de los resultados permite afirmar que el código SCALE en su versión 5.1 permite simular en detalle el reactor MSBR. A pesar de algunas limitaciones que presenta el código para la modelización precisa del reactor, no suponen un obstáculo para realizar un estudio fiable de criticidad del mismo y de su posterior quemado. El estudio de criticidad se ajusta a los parámetros de diseño del diseño del reactor MSBR con una ligera variación en ella según que densidad de grafito se emplea.
dc.language.isospa
dc.publisherUniversitat Politècnica de Catalunya
dc.rightsAttribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Spain
dc.rights.urihttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/
dc.subjectÀrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Seguretat nuclear
dc.subject.lcshNuclear reactors -- Safety measures -- Computer simulation
dc.titleEstudio de criticidad del reactor MSBR con SCALE
dc.typeMaster thesis (pre-Bologna period)
dc.subject.lemacReactors nuclears -- Mesures de seguretat -- Simulació per ordinador
dc.rights.accessOpen Access
dc.audience.educationlevelEstudis de primer/segon cicle
dc.audience.mediatorEscola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona
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