Capacidades del sistema de códigos SCALE para el análisis de reactores rápidos avanzados

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El sistema de códigos SCALE, desarrollado por Oak Ridge National Laboratory, se presenta como una potente herramienta para el análisis neutrónico de reactores nucleares avanzados gracias a su amplio e integrado conjunto de códigos computacionales. SCALE está dotado de códigos para diferentes aplicaciones, desde el procesamiento de datos nucleares hasta análisis de sensibilidad e incertidumbre, pasando por cálculos de transporte, quemado o evaluación del calor residual. Desde hace más de 40 años, SCALE es empleado por reguladores, instituciones y centros de investigación de todo el mundo para diseño y análisis de sistemas nucleares.

Teniendo en cuenta dichas capacidades, desde la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) se ha seleccionado SCALE como herramienta fundamental para el análisis de la física de reactores avanzados. Con ello y durante los últimos años, la UPM ha contribuido al análisis de dichos reactores en el marco de diferentes proyectos de la Unión Europea. Estas contribuciones han estado centradas principalmente en el estudio de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos, tanto sodio como plomo.

Participación de la UPM en diferentes proyectos europeos y sistemas avanzados considerados.

En 2017 se lanzó el proyecto European Sodium Fast Reactor – Safety Measures Assessment and Research Tools (ESFR-SMART). Este proyecto se presentó como un marco de trabajo excelente para la aplicación de SCALE y la evaluación de sus capacidades para el análisis de reactores rápidos. En este artículo se presenta una visión general acerca de las actividades llevadas a cabo por la UPM durante el proyecto ESFR-SMART, contribuyendo a la caracterización neutrónica del reactor ESFR con el uso de SCALE.

Esquema de cálculo neutrónico basado en SCALE.

Como producto de estas actividades se ha desarrollado un esquema de cálculo basado en distintos códigos de SCALE. Este esquema incluye el procesamiento de datos nucleares, el cálculo de transporte neutrónico y de quemado, la caracterización del calor residual, el análisis de sensibilidad y cuantificación de incertidumbre asociada a los datos nucleares. Las capacidades de la herramienta han sido continuamente evaluadas mediante la verificación con otros códigos y la validación respecto a datos experimentales. En general, se demuestra que SCALE es capaz de aportar resultados consistentes para gran variedad de cálculos.

Dado que SCALE es una herramienta dinámica en continuo desarrollo, desde la UPM se seguirá apostando por mantener el know-how e incorporar al esquema actualmente establecido nuevas capacidades que vayan surgiendo en futuras versiones.

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