Análisis neutrónico del combustible de reactores nucleares de alta temperatura

Bastida Ortiz, Guillermo Elías
François Lacouture, Juan Luis

2015

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En este trabajo se presenta un análisis neutrónico del combustible de algunos de los reactores nucleares de alta temperatura, estudiando sus principales características, además de algunas alternativas de combustible compuesto por uranio y plutonio, y de refrigerante: sodio y helio. Para el estudio de dichas características es necesario el uso de un código capaz de realizar un cálculo confiable de los principales parámetros del combustible. El uso del método de Monte Carlo es conveniente para simular el transporte de neutrones en el núcleo del reactor, el cual es la base del código SERPENT, con el que se harán los cálculos para el análisis.

Artículo presentado en el XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana. XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica. Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de 2015.

Combustibles; Reactores Nucleares; Uranio; Plutonio; Sodio; Helio;