Silva, Martín (2006) Cálculos de criticidad y blindaje para un sistema de almacenamiento interino en seco para los combustibles gastados de la Central Nuclear Atucha I / Criticallity and shielding calculations of an interim dry storage system for the spent fuel from Atucha I Nuclear Power Plant. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
![[img]](/style/images/fileicons/application_pdf.png)
| PDF (Tesis) - Versión publicada Español 2200Kb |
Resumen en español
La Central Nuclear Atucha I (CNA-I) dispone de lugar para almacenar sus combustibles gastados (CG) en húmedo en sus dos casas de piletas hasta mediados del año 2015. Antes de esa fecha necesita disponer de un sistema de almacenamiento interino en seco que permita vaciar al menos una de las piletas, ya sea para seguir operando si se extiende su vida útil, o para poder vaciar el núcleo del reactor en el caso de desmantelamiento. Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) y la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), debido a su responsabilidad conjunta en la gestión de los CG, han propuesto sistemas de almacenamiento interino en seco. Estos sistemas deben ser evaluados para optar por uno de ellos a fines de 2006. En este trabajo se utilizó el código Monte Carlo MCNP para realizar los calculus de criticidad y blindaje correspondientes al modelo propuesto por CNEA. Este modelo plantea el almacenamiento de contenedores sellados con 36 ó 37 CG en módulos de hormigón. Cada uno de los contenedores es cargado en las casas de piletas y transportado hasta el módulo en un casco de transferencia con paredes de plomo. Los resultados de los cálculos de criticidad indican que los arreglos de CG propuestos cumplen ampliamente los requerimientos de subcriticidad incluso en supuestas situaciones accidentales extremas. Las estimaciones de las tasas de dosis debidas a los CG para el casco de transferencia permiten realizar una realimentación del diseño apuntando a la mejora de la geometría y el blindaje. En el caso de los módulos de almacenamiento se proponen espesores tentativos de hormigón para cumplir con los requerimientos de dosis establecidos por la Autoridad Regulatoria Nuclear
Resumen en inglés
The Atucha I Nuclear Power Plant (CNA-I) has enough room to store its spent fuel (SF) in damp in its two pool houses until the middle of 2015. Before that date there is the need to have an interim dry storage system for spent fuel that would make possible to empty at least one of the pools, whether to keep the plant operating if its useful life is extended, or to be able to empty the reactor core in case of decommissioning. Nucleoléctrica Argentina S.A. (NA-SA) and the Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), due to their joint responsibility in the management of the SF, have propossed interim dry storage systems. These systems have to be evaluated in order to choose one of them by the end of 2006. In this work the Monte Carlo code MCNP was used to make the criticallity and shielding calculations corresponding to the model propossed by CNEA. This model suggests the store of sealed containers with 36 or 37 SF in concrete modules. Each one of the containers is filled in the pool houses and transported to the module in a transference cask with lead walls. The results of the criticallity calculations indicates that the solutions of SF proposed have widely fulfilled the requirements of subcriticallity, even in supposed extreme accidental situations. Regarding the transference cask, the SF dose rate estimations allow us to make a feedback for the design aiming to the geometry and shielding improvements. Regarding the store modules, thicknesses ranges of concrete walls are suggested in order to fulfill the dose requirements stated by the Autoridad Regulatoria Nuclear Argentina
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Blindaje; Elemento combustible gastado; Almacenamiento seco; Gestión residuos radiactivos; Almacenamiento Combustible Irradiado; Shielding; Spent fuel elements; Dry storage; Radioactive waste management; Spent fuel storage; |
| Materias: | Ingeniería nuclear |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de reactores y radiaciones |
| Código ID: | 65 |
| Depositado Por: | Administrador RICABIB |
| Depositado En: | 27 Abr 2010 10:08 |
| Última Modificación: | 27 Abr 2010 10:08 |
Personal del repositorio solamente: página de control del documento
