Modelización y validación experimental del transporte de tritio en metal líquido y otros materiales para reactores de fusión nuclear magnética e inercial

La presente tesis se centra en el estudio de los fenómenos de transporte de los isótopos de hidrógeno, y más concretamente del tritio, en materiales de interés para los reactores de fusión nuclear. Los futuros reactores de fusión nuclear necesitarán una Planta de Tritio, con una envoltura regeneradora (breeding blanket) y unos sistemas auxiliares claves para su diseño. Por lo tanto su desarrollo y cualificación son cruciales para demostrar que los reactores de fusión son una opción viable como futura fuente de energía. Se han resaltado los diferentes retos de la difusión y retención de estas especies ligeras para cada sistema de la Planta de Tritio, y se han identificado las necesidades experimentales y paramétricas para abordar las simulaciones de difusión, como factores de transporte como la difusividad, absorción/desorción, solubilidad y atrapamiento. Se han estudiado los fenómenos de transporte y parámetros del T en el metal líquido LiPb, componente del breeding blanket tanto para una planta de fusión magnética como inercial. Para ello se han utilizado dos experimentos con características diversas, uno de ellos se ha llevado a cabo en un reactor de alto flujo, y por lo tanto, en condiciones de irradiación, y el otro sin irradiación. Los métodos de simulación numérica aplicados se han adaptado a los experimentos para las mediciones y para estudiar el régimen de transporte. En el estudio de estos experimentos se ha obtenido un valor para algunos de los parámetros claves en el transporte y gestión del tritio en el reactor. Finalmente se realiza un cálculo de la acumulación y difusión de tritio en una primera pared de tungsteno para un reactor de fusión inercial. En concreto para el proyecto de fusión por láser europeo, HiPER (para sus fases 4a y 4b). Se ha estudiado: la implantación de los isótopos de H y He en la pared de W tras una reacción de fusión por iluminación directa con un láser de 48MJ; el efecto en el transporte de T de los picos de temperatura en el W debido a la frecuencia de los eventos de fusión; el régimen de transporte en la primera pared. Se han identificado la naturaleza de las trampas más importantes para el T y se ha propuesto un modelo avanzado para la difusión con trampas. ABSTRACT The present thesis focuses into study the transport phenomenons of hydrogen isotopes, more specifically tritium, in materials of interest for nuclear fusion reactors. The future nuclear reactors will be provided of a Tritium Plant, with its breeding blanket and its auxiliary systems, all of them essential components for the plant. Therefore a reliable development and coalification are key issues to prove the viability of the nuclear fusion reactors as an energy source. The currently challenges for the diffusion and accumulation of these light species for each system of the TP has been studied. Experimental and theoretical needs have been identified and analyzed, specially from the viewpoint of the parameters. To achieve reliable simulations of tritium transport, parameters as diffusivity, absorption/desorption, solubility and trapping must be reliables. Transport phenomenon and parameters of T in liquid metal have been studied. Lead lithium is a key component of the breeding blanket, either in magnetic or inertial fusion confinement. Having this aim in mind, two experiments with different characteristics have been used; one of them has been realized in a high flux reactor, and hence, under irradiation conditions. The other one has been realized without radiation. The mathematical methods for the simulation have been adapted to the experiments, for the measures and also to study the transport behavior. A value for some key parameters for tritium management has been obtained in these studies. Finally, tritium accumulation and diffusion in a W first wall of an inertial nuclear fusion reactor has been assessed. A diffusion model of the implanted H, D, T and He species for the two initial phases of the proposed European laser fusion Project HiPER (namely, phase 4a and phase 4b) has been implemented using Tritium Migration Analysis Program, TMAP7. The effect of the prompt and working temperatures and the operational pulsing modes on the diffusion are studied. The nature of tritium traps in W and their performance has been analyzed and discussed.

Impacto Radiologico Asociado al Transporte de Material Radiactivo por Carretera en España

Se proponen los impactos radiologicos de los transportes de material radiactivo asociados al ciclo del combustible nuclear durante un año

Estudio de caso "incidencias radiológicas y de impacto, ante un posible siniestro en el transporte por carretera en España de residuos radiactivos de alta actividad"

Los aspectos relacionados con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) hacia el futuro almacén temporal centralizado (ATC) están de actualidad, por el propio trasiego que se espera en un futuro próximo, el compromiso adquirido de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad de las personas [1], así como su normativa reguladora. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Proponemos como hipótesis el siniestro de uno de estos transportes con combustible nuclear gastado en una ruta definida y nos preguntamos: ¿Qué impacto radiológico se podría generar en el medio ambiente o en individuos tipo cercanos al siniestro, el público en general…?

Impacto radiológico asociado al transporte de material radiactivo por carretera en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de materiales radiactivos constituyen un objeto de renovada actualidad, por el continuo incremento en la movilidad de materiales relacionados con el ciclo del combustible nuclear u otros (e.g. el propio combustible, equipos de inspección, fuentes radiactivas, residuos, etc.), el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad y protección de las personas [1], así como el actual marco legal. Cabe preguntarse: ¿Cuáles son las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se genera en el medio o en individuos tipo, como el trabajador de suministro de combustible, los ocupantes de un vehículo particular, en situaciones de retención del tráfico, el público en general ? ? En España hay una ?larga ruta radiactiva? de más de 10.000 kilómetros. El combustible nuclear se transporta por carretera desde Juzbado (Salamanca) hasta las centrales nucleares, y desde estas los residuos generados son transportados también por carretera a las instalaciones de El Cabril, en Córdoba. Además, también hay que tener en cuenta los transportes que generan los equipos y materiales, con origen o destino en las plantas nucleares, necesarios para la buena operación de las mismas.

Impacto radiológico asociado al transporte por carretera de residuos radiactivos de alta actividad en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad, en adelante (RAA), al previsto almacén centralizado (ATC) constituyen un objeto de renovada actualidad, por la movilidad que se espera de estos materiales en un futuro próximo, por el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, por la seguridad y protección de las personas, así como por el actual marco legal [1]. Cabe preguntarse: ¿Cuáles serán las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se generará en el medio ambiente o en individuos tipo, como los ocupantes de un vehículo particular o industrial que puedan coincidir con el transporte, en las poblaciones y el público en general … ? En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia

Herramienta web para calcular el impacto radiologico asociado al transporte de residuos radiactivos al ATC

Técnicos de TECNATOM, S.A. e Investigadores de la (UPM), han desarrollado un programa para analizar la logística y los impactos potenciales del transporte por carretera de materiales radiactivos en España. El transporte de materiales radiactivos es un tema de renovado interés en nuestro país debido a la creciente movilidad que cabe esperar, sobre todo tras la entrada en operación del almacén temporal centralizado (ATC) previsto para los próximos años. Este almacén está destinado a residuos de alta actividad, principalmente combustibles gastados de las plantas nucleares españolas, que hasta ahora se han venido depositando en las propias instalaciones generadoras o se enviaban a Francia. Pero ninguna de ambas opciones resulta sostenible técnica o económicamente en el futuro, y de ahí la necesidad del nuevo (ATC)

Impacto y protección radiológica asociados al transporte de residuos de alta actividad (RAA) al almacén temporal centralizado (ATC) en España

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) al previsto almacén temporal centralizado (ATC) en Villar de Cañas (Cuenca) están de actualidad, debido a la movilidad que se espera en un futuro próximo, el compromiso con el medio ambiente, la protección de las personas, así, como la normativa legal reguladora. En esta tesis se ha evaluado el impacto radiológico asociado a este tipo de transportes mediante una nueva herramienta de procesamiento de datos, que puede ser de utilidad y servir como documentación complementaria a la recogida en el marco legal del transporte. Además puede facilitar el análisis desde una perspectiva más científica, para investigadores, responsables públicos y técnicos en general, que pueden utilizar dicha herramienta para simular distintos escenarios de transportes radiactivos basados únicamente en datos de los materiales de entrada y las rutas elegidas. Así, conociendo el nivel de radiación a un metro del transporte y eligiendo una ruta, obtendremos los impactos asociados, tales como las poblaciones afectadas, la dosis recibida por la persona más expuesta, el impacto radiológico global, las dosis a la población en el trayecto y el posible detrimento de su salud. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Como conclusión más importante, se observa que la emisión de radiaciones ionizantes procedentes del transporte de residuos radiactivos de alta actividad en España, en operación normal, no es significativa a la hora de generar efectos adversos en la salud humana y su impacto radiológico puede considerarse despreciable. En caso de accidente, aunque la posibilidad del suceso es remota, las emisiones, no serán determinantes a la hora de generar efectos adversos en la salud humana. Issues related to the transport of high level radioactive wastes (HLW) to the new centralised temporary storage facility to be built in Villar de Cañas (Cuenca) are attracting renewed attention due to the mobility expected in the near future for these materials, the commitment to the environment, the protection of persons and the legal regulatory standards. This study assesses the radiological impacts associated with this type of transport by means of a new dataprocessing tool, which may be of use and serve as documentation complementary to that included in the legal framework covering transport. Furthermore, it may facilitate analysis from a more scientific perspective for researchers, public servants and technicians in general, who may use the tool to simulate different radioactive transport scenarios based only on input materials data and the routes selected. Thus, by knowing the radiation level at a distance of one metre from the transport and selecting a route, it is possible to obtain the associated impacts, such as the affected populations, the dose received by the most exposed individual, the overall radiological impact and the doses to the public en route and the possible detriment to their health. In Spain a long “radioactive route” of more than 2,000 kilometres is expected, along which spent nuclear fuels will be transported – foreseeably by road – from the nuclear power plants to the CTS facility. The route will also be used for the vitrified wastes from fuel reprocessing of the fuel from Vandellós I nuclear power plant, which are currently in France. In conclusion, it may be observed that the emission of ionising radiations from transport of high level radioactive wastes in Spain is insignificant, in normal operations, as regards the generation of adverse effects for human health, and that the radiological impact may be considered negligible. In the event of an accident, the possibility of which is remote, the emissions will not be also a very determining factor as regards adverse effects for human health.