Resumen de Estudio del flujo neutrónico en un reactor cilíndrico

A. Vidal Ferràndiz , Sofía Carlos Alberola , Gumersindo Verdú Martín

• español

  Dentro del Grado de Ingeniería de la Energía, impartido en la Universitat Politècnica de València, se encuentra la asignatura de Tecnología Nuclear, en la que los alumnos adquieren los conocimientos básicos sobre esta tecnología. Un objetivo primordial en este tipo de generación energética es el conocimiento de la distribución de la población neutrónica dentro de un reactor, con la finalidad de mantener la reacción en cadena.  Es evidente que esta actividad no puede desarrollarse de forma experimental, por lo que los modelos matemáticos son de gran importancia para lograr este objetivo.  Así, una de las prácticas que se propone a los alumnos es la obtención del perfil del flujo neutrónico en una geometría cilíndrica, que es un modelo aproximado del núcleo de un reactor, de forma analítica aprovechando para introducirlas funciones de Bessel y dar un ejemplo de su utilización.  Como método alternativo para obtener una aproximación de la solución del problema se utiliza el método de diferencias finitas. Se estudian distintas discretizaciones del reactor cilíndrico y se comparan las soluciones obtenidas.

• English

  In the Energy Engineering Degree of the Universitat Politècnica de València, the students attend to the Nuclear Technology course, in which the basic knowledge of this technology is presented. A main objective of this technology is to obtain neutron population distribution inside a reactor core, in order to maintain the fission reaction chain. As this activity cannot be experimentally developed, mathematical modelling is of great importance to achieve such objective.  One of the computer laboratories proposed consists in the neutron flux determination analytically and numerically in a cylindrical geometry. The analytical solution makes use of the Bessel functions and is a good example of their applications. Alternatively, a numerical solution based on finite differences is used to obtain an approximate solution of the neutron flux. In this work, different discretizations of the cylindrical geometry are implemented and their results are compared.