Análisis neutrónico de las barras de control del reactor CAREM-25 haciendo uso del código MCNP.

El CAREM 25 es un diseño de reactor de producción eléctrica refrigerado y moderado por agua liviana, autopresurizado, integrado, de convección natural y con sistemas de seguridad pasivos. Actualmente el estado de desarrollo de la ingeniería alcanzado en el diseño hace relevante la realización de ciertos estudios que hacen a la performance. En este marco es de importancia la evaluación de los efectos de al radiación sobre las barras de control de Ag-In-Cd. En el presente trabajo se realizó un modelado del núcleo con el código de transporte probabilístico MCNP junto con sus barras de control y otros componentes pertinentes para el cálculo, a partir de un modelo de fuente neutrónica fija partiendo de los resultados de la cadena de cálculo CONDOR–>CITVAP/THERMIT. Se obtuvieron resultados relacionados con el flujo neutrónico, el calentamiento instantáneo o prompt, el calentamiento por decaimientos nucleares, la activación y el quemado o “depletion” de los materiales de las barras de control. Entre los resultados se encontró una fuerte depletion del isótopo ¹¹³Cd que tiene como consecuencia una notable disminución en la sección eficaz macroscópica del material Ag-In-Cd