Abstract
Uno de los retos más importante en la investigación de reactores nucleares es el desarrollo de códigos de mejor estimación que permitan disminuir las incertidumbres de los cálculos aumentando la fiabilidad de los resultados. Además se necesita el análisis de sensibilidad e incertidumbres y la validación de los códigos implementados. Este trabajo ofrece una comparación de dos módulos de SCALE-6.2 para el caso de un reactor de agua a presión (PWR).
Basándose en datos de planta del reactor Three Miles Island-1 se ha calculado la keff y las secciones eficaces con dos módulos en dos dimensiones (2-D) del programa SCALE: TRITON y POLARIS. TRITON es un módulo ya validado para el cálculo del transporte mientras que POLARIS se encuentra en distribución desde finales del 2014. El objetivo perseguido es comparar los resultados de keff y secciones eficaces de las dos simulaciones, y llevar a cabo un análisis de sensibilidad e incertidumbres de los resultados obtenidos.
Los cálculos en TRITON y POLARIS se han realizado para los elementos combustibles del PWR Three Miles Island-1, en dos configuraciones diferentes (con y sin barras de control), en condición de parada en caliente (HZP) y en condición de plena potencia (HFP).
Los resultados se presentan en este trabajo. Ha sido encontrada una buena correspondencia entre los resultados de las dos simulaciones y, además, el módulo POLARIS ha presentado tiempos computacionales menores y buena estabilidad en los parámetros.
Después de haber comparado los resultados obtenidos, un análisis de sensibilidad ha sido llevado a cabo para corroborar la validación de los dos módulos y estudiar la influencia de las incertidumbres en el cálculo del elemento combustible.
