Desarrollo de Modelos Digitales Para la Dosimetría de la Fuente de Cobalto-60 de la Escuela Politécnica Nacional y el Cálculo de la Fluencia Neutrónica en un Reactor Nuclear

Abstract

Un modelo digital es una representación de unsistema complejo que permite estudiar su comportamiento sin necesidad derealizar la parte experimental, sin embargo para garantizar laconfiabilidad de los resultados esnecesario validar el modelo con datos reales. En este proyecto se trabaja porprimera vez en el país con la simulaciónde sistemas relacionados con la rama de las ciencias nucleares. Se realizó lasimulación de la dosimetría de la fuente de Cobalto-60 de la EscuelaPolitécnica Nacional (EPN) que emiten fotones gamma y la simulación del flujoneutrónico de un cuarto (1/4) del núcleo de un reactor de agua presurizada (PWR).Para desarrollar los modelos se utilizó el programa MCNP y se especificaron losdetalles físicos de cada uno de los modelos simulados, tales como: materiales,superficies, dimensiones y tipo de fuente. En la simulación de la fuente de Cobalto-60se obtuvieron resultados con un error menor al 15 % comparado con datos realeslogrados mediante dosimetría Fricke, por lo tanto este modelo fue validado. Lasimulación de un cuarto (1/4) del núcleo de un reactor PWR permitió obtenerdatos del flujo neutrónico mediante el análisis de criticidad y a partir deestos calcular la distribución de densidad de potencia. This project begins the simulation of systems related to Nuclear Sciences in Ecuador. It was simulated the dosimetry of Cobalt-60 source of National Polytechnic School of Quito (EPN) that emit gamma photons, and the neutron flux on one quarter (1/4) of the core of a pressurized water reactor (PWR). Due to the computer limitations and the inability of obtaining the whole information of the core of a nuclear reactor, in this work it was only simulated a quarter of this core. MCNP program was used to develop the model. It was necessary to specify the details of each system, such as materials, surfaces, dimensions and type of source. During the simulation of the Cobalt-60 source, it were obtained results with an error of less than 15% when compared with real data achieved by Fricke dosimetry, therefore this model was validated. Simulating a quarter (1/4) of a PWR’s core let obtain neutron flux data by analyzing criticality and from these it was possible to calculate the distribution of power density.