Estudio del reactor rápido experimental japonés JOYO

Entre los reactores avanzados identificados como más prometedores se encuentran los reactores rápidos refrigerados por sodio. Aunque se dispone de cierta experiencia operacional, aún quedan retos por superar antes de su implantación industrial. Idealmente, se debería disponer de instalaciones experimentales que puedan apoyar su diseño y seguridad, pero teniendo en cuenta su coste económico, estas actividades se basan cada vez más en simulaciones computacionales. Por ello, la simulación precisa de estos reactores es crítica para su diseño, optimización y evaluación de los márgenes de seguridad. Las simulaciones neutrónicas dependen de los datos nucleares, almacenados en las librerías evaluadas. Actualmente, para algunos isótopos y algunos rangos de energía, los datos disponibles difieren entre sí, y respecto a los valores experimentales. Esas diferencias hacen que las simulaciones computacionales aporten resultados diferentes en función de la librería utilizada. El objetivo de este Trabajo Fin de Grado es estudiar qué datos nucleares son los más adecuados para la simulación de reactores rápidos de sodio, comparando los resultados con los valores experimentales disponibles para el reactor japonés JOYO. Para ello, tras la correspondiente contextualización de la situación actual de los reactores rápidos de sodio, y un estudio del reactor JOYO, se ha realizado un modelo del núcleo de este reactor para el código de transporte neutrónico de Monte Carlo MCNP. Se han comparado las predicciones con distintas librerías, en particular la librería europea JEFF, con las medidas experimentales para detectar la librería idónea. Un análisis de sensibilidad y perturbación ha permitido concluir qué secciones eficaces son responsables de las desviaciones entre librerías y cuya revisión contribuiría a mejorar la librería JEFF