BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Núm. 133

Lunes 5 de junio de 2023

Sec. III. Pág. 79991

realizado suponiendo que el combustible está formado por óxidos mixtos de uranio y
plutonio (MOX). En esta actividad se pretende caracterizar la evolución del núcleo del
reactor rápido, suponiendo que al comienzo de su vida el combustible es sólo uranio
enriquecido y que éste va siendo sustituido por MOX a medida que va estando
disponible tras su generación en el mismo reactor por capturas en 238U, pasando por
composiciones que contienen distintas fracciones de HALEU y MOX, hasta llegar a un
núcleo con un 100 % de óxidos mixtos.
1.8

Diseño del núcleo de un reactor de sales fundidas.

Los reactores de sales fundidas (MSR por sus siglas en inglés) emplean un combustible
en forma sales que llevan incorporadas a los actínidos. El estado líquido en el que se
encuentran presenta una serie de ventajas, tales como que no es necesaria la fabricación
del combustible, aunque también conlleva algunos retos que solventar. Otra de las ventajas
que presenta es que puede contener cualquier actínido, lo cual hace del MSR un reactor
con un gran potencial de transmutación. Desafortunadamente, no hay diseños publicados
con suficiente detalle como para poder realizar una caracterización neutrónica adecuada del
núcleo de un MSR. La tarea que se propone se basa en realizar una búsqueda bibliográfica
intensiva para adquirir la mayor cantidad de información posible y desarrollar un diseño de
MSR que pueda ser usado para simular su ciclo de quemado.
1.9

Modelo de MSR en el código de ciclo de combustible TR_EVOL.

Continuando con la tarea de desarrollo de un modelo de MSR, hasta ahora estos
reactores no han podido ser simulados en códigos de ciclos de combustible, debido a la
poca precisión en sus diseños o a la dificultad de estos códigos de simular un reactor
con el combustible líquido. La tarea consiste en, una vez se haya conseguido diseñar un
modelo neutrónico de MSR, realizar la transformación del mismo y la mejora en el código
fuente de TR_EVOL para que pueda ser utilizado en la simulación de escenarios de
ciclos de combustible nuclear que utilicen dicho reactor.
Mejora y adaptación de sistemas de simulación

La mayoría de los estudios realizados por el Ciemat requieren de sofisticadas
simulaciones por ordenador para optimizar y evaluar ciclos avanzados y sistemas
transmutadores. La simulación detallada de estos sistemas es un problema complejo,
que combina el transporte de neutrones (y protones en el caso de los ADS) a todas las
energías, desde valores térmicos hasta uno o varios GeV, con la evolución de los
materiales por activación y fisión.
El Ciemat ha desarrollado el código EVOLCODE 2.0 que combina distintas versiones de
MCNP o MCNPX con ORIGEN2 y ACAB, además de una serie de módulos desarrollados
por el propio Ciemat. EVOLCODE 2.0 permite realizar un amplio rango de simulaciones de
las diversas opciones del ciclo de combustible, desde el nivel del reactor hasta el resto de
las instalaciones del ciclo de combustible nuclear (combustible en los reactores, combustible
fresco o irradiado en almacenes, residuos, etc., y sin límite para el número de corrientes o
instalaciones), aprovechando con técnicas de programación paralela el gran número de
procesadores disponibles en la máquina de supercomputación del Ciemat. Adicionalmente,
se ha desarrollado el módulo económico en el código TR_EVOL de ciclos de combustible,
que permite hacer estimaciones del coste nivelado (con incertidumbres) de la energía para
el ciclo de combustible nuclear. Además de EVOLCODE 2.0 y TR_EVOL, el Ciemat ha
desarrollado el código neutrónico termohidráulico COUNTHER, mediante el acoplamiento
de MCNP con SUBCHANFLOW o COBRA.
El objetivo de esta tarea es el de disponer de sistemas de computación más realistas
y avanzados para el análisis de conjuntos críticos y subcríticos, teniendo en cuenta las
variables de estado del sistema en un mapa 3D.

cve: BOE-A-2023-13442
Verificable en https://www.boe.es

2.