Estudio del efecto del óxido en el comportamiento en rotura de la vaina de barra combustible

La capa exterior de óxido en la vaina de combustible nuclear es un factor clave en el estudio de su comportamiento en rotura. En esta ponencia se utiliza el ensayo de compresión diametral (RCT) para estudiar el comportamiento en rotura de vainas oxidadas. Para ello se prepararon muestras con una capa exterior de óxido de circonio de 85 µm de espesor y se sometieron a RCT a 20 y 135 ºC. El ensayo de compresión diametral ha demostrado ser muy sensible a la presencia de óxido en el exterior de la vaina para ambas temperaturas

Technical developments for computed tomography on the CENBG nanobeam line

The use of ion microbeams as probes for computedtomography has proven to be a powerful tool for the three-dimensional characterization of specimens a few tens of micrometers in size. Compared to other types of probes, the main advantage is that quantitative information about mass density and composition can be obtained directly, using specific reconstruction codes. At the Centre d’Etudes Nucléaires de Bordeaux Gradignan (CENBG), this technique was initially developed for applications in cellular biology. However, the observation of the cell ultrastructure requires a sub-micron resolution. The construction of the nanobeamline at the Applications Interdisciplinaires des Faisceaux d’Ions en Region Aquitaine (AIFIRA) irradiation facility has opened new perspectives for such applications. The implementation of computedtomography on the nanobeamline of CENBG has required a careful design of the analysis chamber, especially microscopes for precise sample visualization, and detectors for scanning transmission ion microscopy (STIM) and for particle induced X-ray emission (PIXE). The sample can be precisely positioned in the three directions X, Y, Z and a stepper motor coupled to a goniometer ensures the rotational motion. First images of 3D tomography were obtained on a reference sample containing microspheres of certified diameter, showing the good stability of the beam and the sample stage, and the precision of the motion.

First results obtained using the CENBG nanobeam line: performances and applications

A high resolution focused beam line has been recently installed on the AIFIRA (“Applications Interdisciplinaires des Faisceaux d’Ions en Région Aquitaine”) facility at CENBG. This nanobeam line, based on a doublet–triplet configuration of Oxford Microbeam Ltd. OM-50™ quadrupoles, offers the opportunity to focus protons, deuterons and alpha particles in the MeV energy range to a sub-micrometer beam spot. The beam optics design has been studied in detail and optimized using detailed ray-tracing simulations and the full mechanical design of the beam line was reported in the Debrecen ICNMTA conference in 2008. During the last two years, the lenses have been carefully aligned and the target chamber has been fully equipped with particle and X-ray detectors, microscopes and precise positioning stages. The beam line is now operational and has been used for its firstapplications to ion beam analysis. Interestingly, this set-up turned out to be a very versatile tool for a wide range of applications. Indeed, even if it was not intended during the design phase, the ion optics configuration offers the opportunity to work either with a high current microbeam (using the triplet only) or with a lower current beam presenting a sub-micrometer resolution (using the doublet–triplet configuration). The performances of the CENBGnanobeam line are presented for both configurations. Quantitative data concerning the beam lateral resolutions at different beam currents are provided. Finally, the firstresults obtained for different types of application are shown, including nuclear reaction analysis at the micrometer scale and the firstresults on biological samples

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

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.