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Dentro de los reactores nucleares de la Generación IV, los reactores rápidos de sodio (SFR) están considerados como una de las opciones más prometedoras en el futuro de la energía nuclear dadas sus características técnicas y la experiencia operativa que se tiene de ellos. En el ámbito europeo, el proyecto ESFR-SMART pretende demostrar una mayor viabilidad y fiabilidad de los reactores rápidos de sodio con el diseño del reactor ESFR (European Sodium Fast Reactor). El objetivo principal de dicho proyecto es mejorar las medidas de seguridad del reactor, así como llevar a cabo la evaluación de estas. Dentro del marco del proyecto ESFR-SMART, el presente Trabajo de Fin de Grado tiene como objetivo la evaluación del funcionamiento del reactor ESFR al utilizar un combustible nuclear alternativo basado en torio. Para ello, se llevarán a cabo las simulaciones de los ciclos del combustible utilizando el código SCALE, que acopla los cálculos de transporte neutrónico y quemado del combustible, realizados por los módulos KENO-VI y ORIGEN respectivamente. ABSTRACT Within the IV Generation nuclear reactors, sodium fast reactors (SFR) are considered to be one of the most promising options in the future of nuclear energy given their technical characteristics and operational experience. At the European level, the ESFR-SMART project aims to demonstrate the increased feasibility and reliability of sodium fast reactors with the ESFR (European Sodium Fast Reactor) design. The main goal of this project is to improve the safety measures of the reactor, as well as to carry out the evaluation of these measures. Within the framework of the ESFR-SMART project, the scope of the present dissertation is to evaluate the operation of the ESFR reactor when using an alternative thorium-based nuclear fuel. To this end, fuel cycles simulations will be carried out using the SCALE code, which couples the neutron transport and fuel burnout calculations, performed by the KENO-VI and ORIGEN’s modules respec

Diseño de un reactor, en este caso el prototipo de reactor rápido refrigerado por plomo ALFRED, requiere llevar a cabo simulaciones computacionales de múltiples escenarios para evaluar su seguridad. El punto de partida de dichas simulaciones son los datos nucleares. Estos datos tienen incertidumbres, por lo que resulta fundamental evaluar el impacto de dichas incertidumbres sobre parámetros característicos del reactor como su reactividad. En este Trabajo Fin de Grado se ha llevado a cabo un estudio del impacto de las incertidumbres de los datos nucleares en la reactividad (k-eff) del reactor ALFRED, y se valorado el efecto de utilizar distintas librerías de datos. Para ello se ha utilizado la herramienta computacional NDaST (Nuclear Data Sensitivity Tool), desarrollada por la OECD NEA (Nuclear Energy Agency), y se ha elaborado un manual de usuario. The design of a reactor, in this case the prototype ALFRED lead-cooled fast reactor, requires carrying out computational simulations of various scenarios to evaluate its safety. The nuclear data are the starting point of these simulations. These data have uncertainties, so it is essential to evaluate the impact of such uncertainties on representative parameters of the reactor as its reactivity. In this Project, a study of the impact of nuclear data uncertainties on the reactivity (k-eff) of the ALFRED reactor is carried out, and the effect of using different data libraries is evaluated. For this purpose, the NDaST (Nuclear Data Sensitivity Tool), developed by the OECD NEA (Nuclear Energy Agency), has been used and a user manual has been developed.