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.

Gestión técnica, documental y de impacto radiológico, en transportes por carretera en España de residuos radiactivos.

Los procesos relacionados con el transporte de residuos radiactivos a su lugar de destino, residuos de media actividad (RMA) hacia El Cabril, o en un futuro los de alta actividad (RAA) hacia el almacén temporal centralizado (ATC) están de actualidad, por la movilidad presente y el creciente incremento que se espera en un futuro próximo, el compromiso adquirido de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad y protección de las personas [1]; así como su regulación legal. Cabe preguntarse: ¿Cómo se gestiona técnica y documentalmente este tipo de transportes? ¿Cuáles son las rutas más activas que se siguen? ¿Qué impacto radiológico se generará en el medio o en individuos tipo, los ocupantes de un vehículo particular o industrial, el público en general…?

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)

Métodos avanzados multiescala núcleo-celdas en geometrías tridimensionales y multigrupos para el cálculo de Reactores de Agua Ligera

La importancia de la seguridad en la aplicación de la tecnología nuclear impregna todas las tareas asociadas a la utilización de esta fuente de energía, comenzando por la fase de diseño, explotación y posterior desmantelamiento o gestión de residuos. En todos estos pasos, las herramientas de simulación computacional juegan un papel esencial como guía para el diseño, apoyo durante la operación o predicción de la evolución isotópica de los materiales del reactor. Las constantes mejoras en cuanto a recursos computacionales desde mediados del siglo XX hasta este momento así como los avances en los métodos de cálculo utilizados, permiten tratar la complejidad de estas situaciones con un detalle cada vez mayor, que en ocasiones anteriores fue simplemente descartado por falta de capacidad de cálculo o herramientas adecuadas. El presente trabajo se centra en el desarrollo de un método de cálculo neutrónico para reactores de agua ligera basado en teoría de difusión corregida con un nivel de detalle hasta la barra de combustible, considerando un número de grupos de energía mayor que los tradicionales rápido y térmico, y modelando la geometría tridimensional del núcleo del reactor. La capacidad de simular tanto situaciones estacionarias con posible búsqueda de criticidad, como la evolución durante transitorios del flujo neutrónico ha sido incluida, junto con un algoritmo de cálculo de paso de tiempo adaptativo para mejorar el rendimiento de las simulaciones. Se ha llevado a cabo un estudio de optimización de los métodos de cálculo utilizados para resolver la ecuación de difusión, tanto en el lazo de iteración de fuente como en los métodos de resolución de sistemas lineales empleados en las iteraciones internas. Por otra parte, la cantidad de memoria y tiempo de computación necesarios para resolver problemas de núcleo completo en malla fina obliga a introducir un método de paralelización en el cálculo; habiéndose aplicado una descomposición en subdominios basada en el método alternante de Schwarz acompañada de una aceleración nodal. La aproximación de difusión debe ser corregida si se desea reproducir los valores con una precisión cercana a la obtenida con la ecuación de transporte. Los factores de discontinuidad de la interfase utilizados para esta corrección no pueden en la práctica ser calculados y almacenados para cada posible configuración de una barra de combustible de composición determinada en el interior del reactor. Por esta razón, se ha estudiado una parametrización del factor de discontinuidad según la vecindad que permitiría tratar este factor como una sección eficaz más, parametrizada en función de valores significativos del entorno de la barra de material. Por otro lado, también se ha contemplado el acoplamiento con códigos termohidráulicos, lo que permite realizar simulaciones multifísica y producir resultados más realistas. Teniendo en cuenta la demanda creciente de la industria nuclear para que los resultados realistas sean suministrados junto con sus márgenes de confianza, se ha desarrollado la posibilidad de obtener las sensibilidades de los resultados mediante el cálculo del flujo adjunto, para posteriormente propagar las incertidumbres de las secciones eficaces a los cálculos de núcleo completo. Todo este trabajo se ha integrado en el código COBAYA3 que forma parte de la plataforma de códigos desarrollada en el proyecto europeo NURESIM del 6º Programa Marco. Los desarrollos efectuados han sido verificados en cuanto a su capacidad para modelar el problema a tratar; y la implementación realizada en el código ha sido validada numéricamente frente a los datos del benchmark de transitorio accidental en un reactor PWR con combustible UO2/MOX de la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, así como frente a otros benchmarks de LWR definidos en los proyectos europeos NURESIM y NURISP.

Estudio de la funcionalización de secciones eficaces nodales en multigrupos para cálculos 3D neutrónicos-termohidráulicos para núcleos PWR

El objetivo del proyecto ha sido desarrollar una funcionalización de las secciones eficaces nodales en multigrupos para códigos tridimensionales de núcleos de agua a presión. Se ha estudiado la dependencia de las secciones eficaces con las condiciones locales de operación: temperatura del combustible, temperatura del moderador, densidad del moderador y concentración de boro. Y se ha desarrollado un modelo que permite determinar las secciones eficaces en función de dichas variables operacionales. De esta forma, pueden reproducirse en el cálculo nodal 3D valores precisos de las secciones eficaces para la resolución de la ecuación de difusión en multigrupos. Se consigue así evitar el uso de ingentes librerías de secciones eficaces pregeneradas para todas las posibles combinaciones de condiciones de operación. Este estudio se ha realizado a nivel de elemento combustible, analizando las diferencias y similitudes con la funcionalización requerida a nivel de celda, estudiándose igualmente condensaciones en distintos números de grupos de energía para obtener una librería de tamaño óptimo. Las actividades desarrolladas han sido: i) utilización de un código de transporte determinista para obtener secciones eficaces homogeneizadas a nivel de elemento; ii) desarrollo de un procedimiento para la generación de todos los parámetros al cambiar las condiciones de operación y análisis de la variación de las secciones eficaces al cambiar dichas condiciones, estudiando los posibles efectos cruzados; iii) una vez finalizado el estudio de la funcionalización de los parámetros con las variables locales, se ha valorado esta librería mediante cálculos con el código de difusión 3D COBAYA3.

Desarrollo de una metodología de análisis del riesgo para sistemas de generación de hidrógeno mediante reactores nucleares.

La seguridad en el ámbito nuclear juega un papel muy importante debido a las graves consecuencias que pueden tener los posibles accidentes, cuyos efectos se pueden extender por extensos espacios y prolongarse mucho en el tiempo. Es por eso que desde el inicio del desarrollo de la tecnología nuclear siempre se ha vigilado por mantener las instalaciones nucleares en un nivel de riesgo aceptable. En esta tesis se pretende poner de manifiesto algunas carencias del análisis de riesgo clásico que se resumen en una forma de distinguir y separar transitorios de daño y transitorios seguros pertenecientes a una misma secuencia, definiendo el llamado dominio de daño y evaluando la probabilidad de que algún transitorio perteneciente a la secuencia sea de daño, es decir, que esté contenido dentro de la región del dominio de daño, aportando la llamada probabilidad de superación para obtener la frecuencia de superación de estados finales no deseados. En la tesis se realiza en primer lugar un breve resumen de algunos reactores de alta temperatura refrigerados con gas, de los que se ha elegido al reactor de prueba de alta temperatura (HTTR) como ejemplo para mostrar la metodología. Aparte de ver el diseño de los diferentes reactores y su aportación a la investigación y desarrollo de nuevos modelos, se estudiaron algunos incidentes y se tomaron datos de algunos de ellos para ajustar las probabilidades de los sucesos a emplear en los árboles de fallos. Seguidamente se realiza un análisis simple de una secuencia, según la metodología clásica de análisis probabilista del riesgo, usando solo arboles de fallos y de sucesos, evaluando la frecuencia de daño de dicha secuencia. En el núcleo de la Tesis se describe la metodología y la aportación que se propone para obtener la cuantificación de tan solo los transitorios de daño y su aportación al estado final. Una aportación significativa es el modelado del HTTR, plasmado en el programa de simulación HTTR5+, necesario para poder aplicar la metodología, con el que se ha llevado a cabo la simulación de un transitorio de prueba, a fin de realizar la comparación con el obtenido por el fabricante (JAERI), buscando el dominio de daño y su cuantificación. Para este fin, se desarrolló un módulo que gestiona las diferentes simulaciones para delinear el dominio de daño, el cual se integró al simulador HTTR5+ para crear el programa DD-HTTR5+. Los resultados de la frecuencia de superación de la variable de daño se han comparado con los obtenidos por el método tradicional, para finalmente extraer las conclusiones de la Tesis. Uno de los resultados más significativos es que para la secuencia analizada un 40% de los transitorios que pertenecen a la secuencia son de daño y el otro 60% son transitorios seguros. Al emplear el método clásico se estaba realizando una sobreestimación de la probabilidad y frecuencia de daño. La Tesis también contiene en anexos una descripción muy detallada del HTTR, con respecto a su diseño, modos de operación, sistemas y componentes, etc. También se detallan las propiedades termofísicas del HTTR, así como las tasas de fallos y los árboles de fallos utilizados. Toda esta información fue de gran ayuda para realizar el modelo y programa de simulación HTTR5+.

Hydrodynamic stability theory of double ablation front structures in inertial confinement fusion.

The aim of inertial confinement fusion is the production of energy by the fusion of thermonuclear fuel (deuterium-tritium) enclosed in a spherical target due to its implosion. In the direct-drive approach, the energy needed to spark fusion reactions is delivered by the irradiation of laser beams that leads to the ablation of the outer shell of the target (the so-called ablator). As a reaction to this ablation process, the target is accelerated inwards, and, provided that this implosion is sufficiently strong a symmetric, the requirements of temperature and pressure in the center of the target are achieved leading to the ignition of the target (fusion). One of the obstacles capable to prevent appropriate target implosions takes place in the ablation region where any perturbation can grow even causing the ablator shell break, due to the ablative Rayleigh-Taylor instability. The ablative Rayleigh-Taylor instability has been extensively studied throughout the last 40 years in the case where the density/temperature profiles in the ablation region present a single front (the ablation front). Single ablation fronts appear when the ablator material has a low atomic number (deuterium/tritium ice, plastic). In this case, the main mechanism of energy transport from the laser energy absorption region (low density plasma) to the ablation region is the electron thermal conduction. However, recently, the use of materials with a moderate atomic number (silica, doped plastic) as ablators, with the aim of reducing the target pre-heating caused by suprathermal electrons generated by the laser-plasma interaction, has demonstrated an ablation region composed of two ablation fronts. This fact appears due to increasing importance of radiative effects in the energy transport. The linear theory describing the Rayleigh-Taylor instability for single ablation fronts cannot be applied for the stability analysis of double ablation front structures. Therefore, the aim of this thesis is to develop, for the first time, a linear stability theory for this type of hydrodynamic structures.

A contribution to the deterministic modelling of circadian rhythms in cell proliferation activity

This paper presents a deterministic continuous model of proliferative cell activity. The classical series of connected compartments is revisited along with a simple mathematical treatment of two hypotheses: constant transit times and harmonic Ts. Several examples are presented to support these ideas, both taken from previous literature and recent experiences with the fish Carassius auratus, developed at the Junta de Energía Nuclear, Madrid, Spain.

Problemática del ruido neutrónico

El objetivo del presente proyecto es identificar y definir la problemática del ruido neutrónico en el tratamiento y procesamiento de los canales de medida y tratamiento del flujo neutrónico interno y externo en los sistemas de control y protección de los reactores nucleares tipo PWR (que trabajan con agua a presión) que dan lugar a actuaciones indeseadas de los sistemas de vigilancia y control no relacionadas con situaciones reales del proceso como cambios significativos en los parámetros de temperatura y por lo tanto de potencia del reactor que reducen la disponibilidad de operación de la central y provocan transitorios no justificados por dichas actuaciones. Finalmente, se proponen algunas soluciones. Abstract The aim of this project is to identify and define the problem of neutron noise in PWR nuclear power plants, its influence on the treatment and processing of the measurement channels and external neutron flux treatment, its contributions to the control and protection systems that result in undesired actions of monitoring and control systems that are not related to the actual process conditions. These actions reduce the availability of plant operation and unjustified transient causes. Finally, some possible solutions are proposed

Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Neutron performance analysis for ESS target proposal

In the course of discussing different target types for their suitability in the European Spallation Source (ESS) one main focus was on neutronics' performance. Diverse concepts have been assessed baselining some preliminary engineering and geometrical details and including some optimization. With the restrictions and resulting uncertainty imposed by the lack of detailed designs optimizations at the time of compiling this paper, the conclusion drawn is basically that there is a little difference in the neutronic yield of the investigated targets. Other criteria like safety, environmental compatibility, reliability and cost will thus dominate the choice of an ESS target.

Tritium clouds environmental impact in air into the Western Mediterranean Basin evaluation

The paper considers short-term releases of tritium (mainly but not only tritium hydride (HT)) to the atmosphere from a potential ITER-like fusion reactor located in the Mediterranean Basin and explores if the short range legal exposure limits are exceeded (both locally and downwind). For this, a coupled Lagrangian ECMWF/FLEXPART model has been used to follow real time releases of tritium. This tool was analyzed for nominal tritium operational conditions under selected incidental conditions to determine resultant local and Western Mediterranean effects, together with hourly observations of wind, to provide a short-range approximation of tritium cloud behavior. Since our results cannot be compared with radiological station measurements of tritium in air, we use the NORMTRI Gaussian model. We demonstrate an overestimation of the sequence of tritium concentrations in the atmosphere, close to the reactor, estimated with this model when compared with ECMWF/FLEXPART results. A Gaussian “mesoscale” qualification tool has been used to validate the ECMWF/FLEXPART for winter 2010/spring 2011 with a database of the HT plumes. It is considered that NORMTRI allows evaluation of tritium-in-air-plume patterns and its contribution to doses.

Advances in neutronics and radiological protection of HiPER 4a

The HiPER project, phase 4a, is evolving. In this study we present the progress made in the field of neutronics and radiological protection for an integrated design of the facility. In the current model, we take into account the optical systems inside the target bay, as well as the remote handling requirements and related infrastructure, together with different shields. The last reference irradiation scenario, consisting of 20 MJ of neutron yields, 5 yields per burst, one burst every week and 30 years of expected lifetime is considered for this study. We have performed a characterization of the dose rates behavior in the facility, both during operation and between bursts. The dose rates are computed for workers, regarding to maintenance and handling, and also for optical systems, regarding to damage. Furthermore, we have performed a waste management assessment of all the components inside the target bay. Results indicate that remote maintenance is mandatory in some areas. The small beam penetrations in the shields are responsible for some high doses in some specific locations. With regards to optics, the residual doses are as high as prompt doses. It is found that the whole target bay may be fully managed as a waste in 30 years by recycling and/or clearance, with no need for burial.

A proposal for multi-tens of GW fully coherent femtosecond soft X-ray lasers

X-ray free-electron lasers1,2 delivering up to 131013 coherent photons in femtosecond pulses are bringing about a revolution in X-ray science3?5. However, some plasma-based soft X-ray lasers6 are attractive because they spontaneously emit an even higher number of photons (131015), but these are emitted in incoherent and long (hundreds of picoseconds) pulses7 as a consequence of the amplification of stochastic incoherent self-emission. Previous experimental attempts to seed such amplifiers with coherent femtosecond soft X-rays resulted in as yet unexplained weak amplification of the seed and strong amplification of incoherent spontaneous emission8. Using a time-dependent Maxwell?Bloch model describing the amplification of both coherent and incoherent soft X-rays in plasma, we explain the observed inefficiency and propose a new amplification scheme based on the seeding of stretched high harmonics using a transposition of chirped pulse amplification to soft X-rays. This scheme is able to deliver 531014 fully coherent soft X-ray photons in 200 fs pulses and with a peak power of 20 GW.