El análisis y diseño de reactores nucleares se basa en el conocimiento preciso de la distribución neutrónica en el sistema. El detalle de esta distribución neutrónica requiere de la comprensión del transporte de los neutrones y de cómo estos interactúan con el medio físico. Debido a esto, los códigos de transporte determinista son ampliamente utilizados para la estimación de distribuciones neutrónicas en el interior de un reactor, así como para cálculos de criticidad.
La solución más precisa entre los códigos de transporte determinista es la obtenida mediante la solución de la Ecuación del Transporte de Boltzmann, el método implementado en este caso es el de diferencias finitas en la discretización espacial y el de Ordenadas Discretas (SN) en la discretización angular.
El uso de la solución de la ecuación de transporte de neutrones puede ser de amplia aplicación también en el ámbito médico (fotones) para cálculos de distribución de dosis en pacientes o en protección radiológica de los mismos y el personal sanitario. En la actualidad se utilizan métodos de cálculo muy simplificados, por lo que la tendencia es utilizar métodos Monte Carlo, pero este tipo de métodos requieren de altos costes computacionales que no hacen viable el uso profesional del método.
El software desarrollado es una herramienta de estudio 1D y 2D del método anteriormente mencionado, y una base para la solución determinista utilizada como sustitución o de forma complementaria a los métodos actuales o al método Monte Carlo (por ejemplo, en reducción de varianza), con un tiempo de cálculo muy inferior al necesario por este tipo de métodos.
Estas herramientas han sido validadas con una gran variedad de ¿benchmarks¿ o estudios de referencia encontrados en literatura obteniendo resultados precisos.
Se dispone de dos versiones, una programada en Fortran y otra en Matlab. La versión en Matlab puede tener carácter didáctico de cara a la enseñanza de las metodologías descritas.
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