Nuevos cálculos al servicio de la seguridad de los reactores nucleares
El método de Monte Carlo es una herramienta básica empleada en problemas de transporte de partículas que es idónea para tareas que requieren un modelado detallado de la geometría y la física. Este método se viene utilizando para analizar el comportamiento de los reactores nucleares desde hace décadas, aunque las aplicaciones se han visto restringidas principalmente por la capacidad de los ordenadores. El proyecto «High performance Monte Carlo reactor core analysis» (HPMC) busca ampliar el uso del método a problemas que van más allá del estado estacionario, tales como el blindaje. Los investigadores han descubierto que es viable analizar el comportamiento dinámico en un tiempo de computación razonable. Miremos, por ejemplo, la potencia o temperatura máxima en una situación de accidente. El modelado de los reactores nucleares es una tarea compleja que combina la descripción detallada del transporte de neutrones y el flujo del refrigerante a través del núcleo del reactor. Partiendo de las interacciones entre los neutrones y los núcleos blanco, el paso intermedio se conoce como cálculo reticular y consiste en modelar la geometría de los conjuntos de barras de combustible. Estos datos se utilizaron como parámetros de entrada en un simulador 3D de un reactor para calcular la respuesta del reactor en diferentes condiciones de operación. Utilizando el código Monte Carlo N-particle (MCNP), los investigadores fueron capaces de calcular la distribución espacial de potencia en el reactor, partiendo de información acerca de las temperaturas y las densidades del refrigerante. A continuación, la distribución de potencia se introdujo en cálculos termohidráulicos para generar estimaciones más precisas de las temperaturas y las densidades del refrigerante. Los cálculos de Monte Carlo se realimentaron con estos valores para actualizar la distribución de potencia. Gracias a la inclusión de la realimentación termohidráulica, los cálculos de Monte Carlo de quemado de combustible avanzaron también unos pasos más. Los cálculos de quemado realizados mediante el código Serpent ofrecen una imagen de los cambios que se producen en el combustible nuclear irradiado. Estos cálculos permiten estudiar los sistemas nucleares en largos periodos de tiempo (normalmente, los ciclos de combustible de un reactor nuclear). Estos cálculos se han probado con éxito para diferentes geometrías de núcleo del reactor. Durante todo el proyecto, se está prestando una atención especial a la búsqueda de soluciones sencillas, eficientes y rápidas que ayuden a acelerar los cálculos de Monte Carlo. Cuando los cálculos de Monte Carlo sean suficientemente rápidos, los diseñadores y operadores los aplicarán con mayor frecuencia para resolver problemas complejos de reactores nucleares.
