Desarrollo, análisis y evaluación de experimentos neutrónicos en el RA-6.

Durante la puesta en marcha del RA-6 se obtuvieron resultados experimentales con combustibles frescos que pueden ser utilizados para la validación de los datos nucleares y herramientas utilizadas para el cálculo de reactores similares. En este trabajo se presenta un modelo del reactor que se utiliza para analizar dichos experimentos. La generación de este modelo implicó un análisis pormenorizado de los parámetros neutrónicamente relevantes del reactor, con el fin de obtener la mejor estimación y una incerteza asociada a los mismos. Los experimentos analizados incluyen aproximaciones a crítico, calibración de barras de control y experimentos de medición de coeficientes de reactividad, parámetros cinéticos, distribuciones de flujo y ritmos de activación. La herramienta utilizada para realizar estos análisis es el código Monte Carlo MCNP5. En los casos en que es posible, se analiza cómo afectan las incertezas en la geometría, en la composición de los materiales y en los procedimientos experimentales sobre el parámetro medido. De este modo, se obtiene una incerteza total relacionada con la modelización del reactor que permite comparar resultados obtenidos a partir de cálculos con resultados experimentales. En los experimentos en los que por diversos motivos no se pudo realizar un análisis como el anterior, se analizan cómo influyen las diferencias entre los procedimientos de cálculo y medición en la comparación de estos dos tipos de resultados, y se utiliza el modelo del reactor generado para estimar cuán bien pueden calcularse dichos parámetros. Finalmente, se evalúa el modo en que este análisis puede utilizarse para el seguimiento del reactor o para realimentar el diseño de reactores similares. Para todos los experimentos analizados se encuentra un gran acuerdo entre resultados experimentales y calculados