Simulación de un núcleo del reactor de investigación simplificado

Abstract

Esta tesis desarrolla, por primera vez en Guatemala, un modelo matemático y una simulación Monte Carlo del núcleo de un reactor de investigación simplificado, con el propósito de sentar las bases para un programa nuclear nacional de aplicaciones pacíficas. Se implementó un modelo analítico de difusión en estado estacionario, empleando dos grupos de energía (rápidos y térmicos) y una geometría homogénea, omitiendo efectos transitorios y la presencia de neutrones retardados, con el fin de facilitar el cálculo de la criticidad efectiva (Keff). En paralelo, se diseñó y ejecutó una simulación en Geant4, modelando el combustible y el moderador, junto con ácido bórico, como medios homogéneos. La operación se segmentó en 20 corridas de 15 segundos cada una, a fin de sortear las limitaciones de memoria, para luego procesar los datos mediante un script externo (calc_k.py). El modelo analítico predijo un valor de Keff = 1 en condiciones ideales, mientras que la simulación Monte Carlo arrojó un valor medio de Keff ≈ 0.94132 con una desviación estándar de 2.40 × 10−5 , lo cual representa un sesgo subcrítico del 5.9 %, considerado aceptable dada la simplificación del modelo y que, además, ofrece mayor estabilidad operativa en reactores de investigación. Estos resultados validan cualitativamente el enfoque propuesto y proporcionan una base sólida para el desarrollo de capacidades nacionales en simulación de reactores nucleares. Se recomienda la implementación de modelos multigrupos más detallados, la incorporación de condiciones dinámicas de operación y la simulación de transitorios de reactividad, a fin de evaluar la respuesta del reactor frente a perturbaciones.

The present thesis constitutes Guatemala’s first effort to develop both a steady-state analytical model and a Monte Carlo simulation of a simplified research-reactor core, with the strategic aim of establishing the foundations for a national program in peaceful nu clear applications. The research underscores the importance of technological and energy sovereignty by enabling domestic capabilities for reactor design, analysis and optimization without exclusive reliance on external resources. To achieve these aims, the author defined four general objectives: (1) implement a sim plified reactor model focused on steady-state behavior and excluding transient effects; (2) compare simulation outputs with analytical calculations; (3) compute the effective neutron multiplication coefficient (Keff) analytically under stationary conditions; and (4) explicate the application of neutron-transport and diffusion equations within a critical reactor con text. Specific objectives included creating a computational model paralleling the analytical framework, simulating key core components (fuel, moderator and boric acid) under the as sumption of fresh, homogeneous fuel, and introducing the peaceful uses of nuclear technolo gies in Guatemala. Methodologically, the study employed a two-group diffusion model in homogeneous geo metry, deliberately omitting delayed neutrons and transient phenomena to simplify the cal culation of Keff. In parallel, a Monte Carlo simulation was executed in Geant4 (Geometry And Tracking), where the fuel, moderator and dissolved boric acid were treated as uniform media. The simulation was divided into twenty independent runs of 15 seconds each to navi gate memory limitations, with subsequent data processing performed via an external script (calc_k.py).