Modelización y simulación dinámica de un reactor nuclear de fisión

La viabilidad de los reactores nucleares depende de un sistema de seguridad eficaz en el funcionamiento de las unidades de procesamiento nuclear. Una gran parte de la seguridad de los reactores nucleares de fisión está relacionada con la densidad de neutrones, que requiere un equilibrio bien balanceado entre los neutrones emitidos y los neutrones perdidos (vía absorción o fuga de neutrones), para evitar daños mayores como sobrecalentamiento y posibles explosiones. En el presente trabajo se ha realizado una revisión bibliográfica relativa a la energía nuclear, la modelización y simulación dinámica de un reactor nuclear, el desarrollo de una nueva ecuación (sistema de ecuaciones diferenciales no lineales) para la predicción de la densidad de neutrones, potencia y fracciones másicas de los grupos precursores de neutrones retardados, en un reactor nuclear de fisión y la aplicación de la lógica difusa en estos reactores. Según la bibliografía, el sistema de ecuaciones diferenciales no lineales propuesto por Duderstadt y Hamilton es uno de los más representativos para la predicción de la densidad de neutrones, pero presenta una deficiencia para el resultado de la densidad de neutrones en sistemas moderados. En este trabajo, se desarrolló una nueva ecuación para predecir la densidad de neutrones en sistemas moderados.