Caracterización neutrónica de una instalación de almacenamiento de combustible nuclear gastado y de un nuevo material de blindaje neutrónico
- Autores: Xandra Campo Blanco
- Directores de la Tesis: Javier Sanz Gozalo (dir. tes.), Miguel Embid Segura (codir. tes.)
- Lectura: En la UNED. Universidad Nacional de Educación a Distancia ( España ) en 2018
- Idioma: español
- Tribunal Calificador de la Tesis: Eduardo Gallego Díaz (presid.), Mireia Piera Carrete (secret.), José María Gómez Ros (voc.)
- Programa de doctorado: Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales por la Universidad Nacional de Educación a Distancia
- Materias:
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- Resumen
El objetivo último de esta Tesis es contribuir a mejorar la problemática del almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares españolas, que prácticamente han agotado la capacidad de sus piscinas de combustible gastado. A la espera de la construcción del Almacén Temporal Centralizado, las centrales nucleares han puesto o están poniendo en marcha sus propios Almacenes Temporales Individuales para el almacenamiento en seco del combustible gastado en contenedores. Para ello, y aprovechando el reciente establecimiento de un sistema de metrología neutrónica en España, materializado en el Laboratorio de Patrones Neutrónicos del CIEMAT, se han estudiado dos opciones, que son la caracterización metrológica de campos neutrónicos de trabajo y la evaluación de materiales de blindaje neutrónico en campos neutrónicos estandarizados.
En particular, se ha estudiado el caso de la central nuclear de Trillo, cuyo Almacén Temporal Individual (ATI) está licenciado para almacenar 80 contenedores tipo DPT. Sin embargo, en 2016 se completaba a efectos prácticos la capacidad de almacenamiento del ATI con 32 contenedores DPT, debido a los requisitos de la licencia del contenedor respecto al enriquecimiento, quemado y enfriamiento del combustible gastado. Por ello, la central nuclear de Trillo inició el proceso de re-licenciamiento del ATI con el objetivo de almacenar los 32 contenedores tipo DPT (cada uno con capacidad para 21 elementos de combustible gastado) y 48 contenedores del nuevo modelo ENUN32 (cada uno con capacidad para 32 elementos de combustible gastado). Este proceso supondrá un aumento de la capacidad de almacenamiento de 1680 a 2208 elementos de combustible gastado. Los cálculos de diseño para el licenciamiento de una instalación de almacenamiento de combustible gastado se basan en simulaciones Monte Carlo que se realizan en condiciones muy conservadoras respecto al término fuente. La emisión neutrónica de los elementos de combustible gastado se calcula mediante códigos de evolución isotópica en base al enriquecimiento, quemado y enfriamiento de diseño de los elementos para su almacenamiento en el contenedor, y no se tiene en cuenta el enfriamiento adicional de los mismos, ya sea en las piscinas de combustible o en seco. Como consecuencia, el margen respecto a los límites de dosis establecidos por el organismo regulador en condiciones reales suele ser mucho mayor que en condiciones de diseño. En este contexto, y como primer objetivo concreto de la Tesis para contribuir a la problemática del almacenamiento de combustible gastado, se ha realizado una caracterización dosimétrica detallada de los campos neutrónicos de trabajo presentes en el ATI, cuyos resultados han servido para evaluar el margen entre las condiciones reales y de diseño del ATI y que han sido utilizados como referencia en los cálculos de diseño para poder dar crédito al enfriamiento de los elementos combustibles.
Los contenedores de combustible gastado DPT y ENUN32 emplean como blindaje neutrónico el material comercial NS4FR, que se suministra en forma de polvo tri-componente que hay que mezclar y verter en las localizaciones específicas del contenedor para el blindaje neutrónico. Por ello, la empresa que fabrica ambos contenedores, ENSA, ha diseñado un nuevo material de blindaje neutrónico basado en el material comercial Borotron UH0050, que a diferencia del NS4FR, se suministraría en forma sólida, facilitando la fabricación del contenedor. En este contexto, y como segundo objetivo concreto de la Tesis para contribuir a la problemática del almacenamiento de combustible gastado se ha realizado una evaluación de las propiedades de blindaje del nuevo material de blindaje en campos neutrónicos y gamma estandarizados, cuyos resultados han servido para determinar si el nuevo material iguala las propiedades del material usado actualmente y su viabilidad para sustituirlo en la fabricación del nuevo contenedor ENUN32.
Esta Tesis supone una caracterización completa desde el punto de vista de la radiación neutrónica del sistema de almacenamiento en seco de combustible gastado de la central nuclear de Trillo, incluyendo el propio edificio del Almacén Temporal Individual, los contenedores de combustible gastado que se almacenan en la instalación, y el material de blindaje neutrónico empleado en los contenedores. Los resultados de la caracterización del contenedor DPT y del ATI han demostrado el amplio margen existente entre las condiciones reales y de diseño en la tasa de equivalente de dosis ambiental neutrónica, y han sido empleados como referencia en los cálculos de re-licenciamiento del ATI para poder dar crédito al enfriamiento de los contenedores DPT ya almacenados, permitiendo alcanzar un equilibrio entre la necesidad de aumentar la capacidad de almacenamiento y de mantener unas condiciones conservadoras respecto a los criterios de protección radiológica. Además de la caracterización del sistema de almacenamiento en su estado actual, se ha evaluado un nuevo material de blindaje neutrónico que potencialmente podría sustituir al empleado en los contenedores, aunque los resultados han demostrado que el nuevo material no igualaba las propiedades de blindaje gamma del material actual. Este estudio ha supuesto la colaboración directa con empresas de la industria nuclear, y es uno de los estudios más completos realizados hasta la fecha de un sistema de almacenamiento de combustible nuclear gastado en seco, tanto por su extensión como por la combinación de técnicas experimentales de espectrometría neutrónica y dosimetría neutrónica y gamma y simulación Monte Carlo.
