Gray, Brenda (2019) Validación de modelos de cálculo de activación de agua refrigerante en reactores de investigación. / Calculation model of research reactors cooling water activation validation. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 1356Kb |
Resumen en español
Tanto la seguridad nuclear como la protección radiológica tienen como objetivo proteger a los individuos y al medio ambiente de la exposición a radiaciones provenientesde instalaciones nucleares, sin restringir sus actividades. Para lograrlo se deben cumplir las tres funciones fundamentales de seguridad: control de reactividad, remoción del calor residual y confinamiento del material radiactivo. Esta ultima función se logra blindando las fuentes de radiación y controlando las emisiones radiactivas previstas o accidentales. Los blindajes ademas forman parte de los sistemas de protección contra la radiación externa, junto con la reducción del tiempo de exposición y el incremento de la distancia a la fuente, permitiendo reducir la dosis en el personal de instalaciones nucleares. En los reactores de investigación, el agua refrigerante constituye una fuente de radiación que se debe blindar. Al atravesar el núcleo, algunos de los isotopos que contiene el agua se activan para luego decaer en todo el circuito del primario. Esto genera radiaciones de distintos tipos, en particular gamma de media y alta energía a la que los operadores quedan expuestos, recibiendo dosis en la sala de bombas, boca de tanque y hall del reactor. Se plantea un modelo para calcular la activación de los diferentes isotopos contenidos en el agua de refrigeración de un reactor de investigación. Este modelo es utilizado por la empresa INVAP de forma general aplicándolo a distintos reactores. En este estudio se emplea el modelo para determinar la actividad del agua en el Reactor RA-6, de tipo pileta abierta y flujo descendente, para luego validarlo experimentalmente. La determinación experimental de la actividad del primario del RA-6 se realiza midiendo una muestra de agua con un detector de germanio hiperpuro. Se emplea también un centellador NaI(Tl) que posibilita las mediciones directas en la sala de bombas. Conociendo las energías de decaimiento de los radioisótopos considerados, se pueden identificar en el espectro adquirido del detector los picos correspondientes. El calculo de la actividad de la muestra esta ligado al número de cuentas de los picos identi ficados. Dada la buena resolución del detector de germanio hiperpuro, se lo prefiere para la cuantificación de la actividad de cada radioisótopo. Resulta necesario validar los métodos analíticos empleados en el calculo, tanto de la actividad como de cualquier parámetro, con determinaciones experimentales. Se busca verificar que el modelo reproduce de forma confiable los fenómenos modelados. La validación del modelo respalda luego la aplicación del mismo en otros reactores similares.
Resumen en inglés
Both nuclear safety and radiation protection aim to protect people and the environment from harmful effects of ionizing radiations. To achieve this, the three basic safety functions must be met: control of reactivity, removal of heat and confinement of radioactive materials. This last function is achieved by shielding the radiation sources, controlling operational discharges and limiting accidental releases. Shields are also part of the protection systems against external radiation, along with the reduction of the exposure time and the increase of the distance to the source, allowing to reduce the dose in the personnel of nuclear facilities. In the design of shields, it is essential to know the main characteristics of the radiation sources. In research reactors, cooling water represents a source of radiation which is desired to shield. When crossing through the core, some of the isotopes it contains are activated and then decay throughout the primary circuit. Different types of radiations are produced, particularly gammas of medium and high energy to which operators are exposed, receiving doses in the pump room and reactor hall. This study proposes a model to calculate the activity of different isotopes contained in a research reactor's cooling water. The model is used by INVAP applying it to different reactors. In this study, the model is used to determine the water activity in RA-6, a light water, open-pool type and descending flow reactor, so that it can be validated through measurements. Experimental determination of the RA-6 cooling water activity is made by measuring a water sample with a hyperpure germanium detector. A NaI (Tl) scintillator is also used, allowing direct measurements in the pump room. It is necessary to validate the analytical methods used in calculation, both of this and of any parameter, with experimental determinations. It seeks to verify that the model reliably reproduces the modeled phenomena. The validation of the model then supports its application in other similar reactors.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Validation; Validación; Research reactors; Reactores de investigación; [Calculation model; Modelo de cálculo; Cooling water; Agua refrigerante; Gamma measurement; Medición gamma] |
| Referencias: | [1] Petriw, S. Trabajo especial de ceaten. desarrollo, implementación y validación experimental de modelos para cuanfiticar la producción de elementos radioactivos en reactores tipo pileta, 2001. 1 [2] Ortiz Uriburu, G. Informe de seguridad RA6 IS-06NBX-405, 2014. 3, 19 [3] Janis book of neutron-induced cross sections, 2013. 5 [4] Nuclear data (nudat) 2.7. Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), 2019. 5, 33 [5] Lasche, G. P. Cambio le translation application. Sandia National Labs. 9 [6] ORTEC. Maestro multi-channel analizer. Advanced Measurement Technology Inc. 9 [7] Mitsui, H. Measurement and calculation of recoil ranges of 27Mg and 24Na in the reactions 27Al(n,p) 27Mg and 27Al(n,)24Na. Journal of Nuclear Science and Technology, 1 (6), 203-209, 1964. Taylor and Francis. 25 [8] Byung, J. J., Byungchul, L., Myong-Seop, K. Estimation of aluminum and argon activation sources in the Hanaro coolant. Nuclear Engineering and Technology, 42 (4), 2010. Korea Atomic Energy Research Institute. 25 [9] Baard, J. H., Zijp, W. L., Nolthenius, H. J. Nuclear Data Guide for Reactor Neutron Metrology. Kluwer Academic Publlishers, 1989. 25, 33 [10] Tanaka, M., Girard, G., Davis, R., Peuto, A., Bignell, N. Recommended table for the density of water between 0 ºC and 40 ºC based on recent experimental reports. Metrologia, 2001. 27 [11] Lide, D. R. CRC Handbook of Chemistry and Physics, cap. 8. Solubility of selected gases in water, pag. 86. Boca Raton, FL: CRC Press, 2005. 27, 29 [12] Good practices for water quality management in research reactors and spent fuel storage facilities. IAEA Nuclear Energy Series No NP-T-5.2., 2011. International Atomic Energy Agency, Vienna. 27 [13] International Atomic Energy Agency. Water Corrosion of Aluminum Alloy Claddings, Argonne National Laboratory. IAEA-TECDOC-643 Research reactor core conversion guidebook. Appendix I-3. 28 [14] Mughabghab, S. F., Garber, D. I. Neutron Cross Sections. Resonance Parameters, tomo 1. 3a editon. Brookhaven National Laboratory, 1973. 33 [15] Bazzana, S. Desarrollo, análisis y evaluación de experimentos neutrónicos en el ra-6. Tesis de maestría. Instituto Balseiro, Marzo 2012. 38, 41, 42 |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Reactores de investigación |
| Divisiones: | Gcia. de área de Energía Nuclear > Gcia. de Ingeniería Nuclear > Reactores de investigación > RA-6 INVAP |
| Código ID: | 829 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 08 Mar 2021 12:45 |
| Última Modificación: | 08 Mar 2021 12:45 |
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