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)

Fukushima: el plan de estabilización y control de la central

Se describen de forma panorámica los pasos e hitos principales que comprende el plan de estabilización y recuperación de la central de Fukushima-Daiichi, con los logros alcanzados hasta conseguir una refrigeración estable y llegar a la parada fría de los reactores, mantener la refrigeración de las piscinas, detener prácticamente por completo de las descargas radiactivas, gestionar y reutilizar cantidades enormes de agua contaminada, limpiar el emplazamiento y aislar la unidad 1. También se presentan sucintamente las etapas previstas posteriormente hasta llegar al desmantelamiento de la central, pasando por la extracción del combustible de las piscinas, y en una fase posterior mucho más delicada, del material fundido de los núcleos de los reactores y el resto de materiales y residuos altamente radiactivos.

Optimización de librerías tabuladas de secciones eficaces mediante el empleo de coeficientes de sensibilidad

Los códigos de difusión en multigrupos para an álisis tridimensional de núcleos PWR emplean como datos de entrada librerías de parámetros equivalentes homogeneizados y condensados (secciones eficaces y factores de discontinuidad), que dependen de las variables de estado como temperaturas o densidades. Típicamente, esos pará metros se pre-generan para cada tipo de celda o elemento combustible con un código de transporte determinista, dependiendo en gran medida la precisión de los cálculos neutrónicos acoplados con la termohidráulica de la calidad de la librería generada. Las librerías tabuladas son la forma más extendida de compilar las secciones eficaces pre-generadas. Durante el cálculo de núcleo, el código de difusión simplemente obtiene las secciones eficaces por interpolación de los valores en los puntos de la malla. Como los errores de interpolación dependen de la distancia entre esos puntos, se requiere un considerable refinamiento de la malla –con todas las posibles combinaciones de las variables de estado– para conseguir una precisión adecuada, lo que conduce a requisitos elevados de almacenamiento y un gran número de cálculos de transporte para su generación. Para evitar este inconveniente, se ha desarrollado un procedimiento de optimización de librerías tabuladas que permite seleccionar el menor número de puntos de malla para cada variable de estado independiente, manteniendo un error objetivo en la constante de multiplicación k-efectiva. El procedimiento consiste en determinar, aplicando teoría de perturbaciones, los coeficientes de sensibilidad de la k-efectiva con las secciones eficaces. Ello permite evaluar la influencia de los errores de interpolación de cada sección eficaz en la constante de multiplicación para cualquier combinación de las variables de estado. La medida de esta influencia o sensibilidad permite establecer una distancia óptima entre puntos de interpolación dado un error objetivo sobre la constante de multiplicación. Distintos números de grupos de energía, composiciones del elemento combustible y escalas de homogeneización, han sido estudia dos para conocer su efecto sobre la optimización. Asimismo se ha comprobado la influencia de variar el error objetivo o el grado del polinomio de interpolación entre puntos. Finalmente, se realiza un cálculo con la librería optimizada, y se verifica que el error en la k-efectiva está limitado. Se reduce así el tamaño de la librería sin comprometer su grado de precisión en todo el rango de interés.

Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project

Within the subproject 3 of the NURISP project three neutron kinetic codes have been implemented into the NURESIM platform. For all three codes (CRONOS2, COBAYA3 and DYN3D) the coupling with the thermal hydraulic code FLICA4 was accomplished using the features of the NURESIM platform. This paper contains the results obtained with COBAYA3/FLICA4 coupled codes for the PWR boron dilution benchmark defined within the sub project 3 of the NURISP project. Results are provided for all the scenarios.

Descontaminación y recuperación de áreas contaminadas

Tras el accidente de Fukushima, se han puesto en marcha una serie de actividades de caracterización y descontaminación de las zonas contaminadas alrededor de la central, destinadas a facilitar su habitabilidad. A partir de la experiencia de Japón, que el ponente conoce de cerca como miembro de la red europea NERIS-TP y tras participar en una reciente misión a Fukushima, en este curso se abordaron las técnicas más actuales que se utilizan para diseñar y proponer estrategias de cara a la recuperación de grades superficies contaminadas.

Diagnóstico de las vibraciones del barrilete y de los elementos combustibles en los PWRs de Ringhals, Suecia

El diagnóstico de las estructuras internas de los PWR, en particular del barrilete del núcleo y su soporte se pueden realizar por medio del análisis de las señales de los detectores de neutrones extra-nucleares. Se han elaborado varios procedimientos que se han usado en diversas plantas en todo el mundo [1], [2]. El objetivo es la vigilancia de la integridad de la estructura del núcleo y la detección temprana y la cuantificación de signos de fatiga, desgaste, etc en las diferentes estructuras tales como el muelle, la placa de sujeción del barrilete del núcleo, etc. Esta vigilancia se ha venido realizando en las tres unidades PWR 2, 3 y 4 de la central sueca de Ringhals desde 1970. Durante las últimas dos décadas el trabajo se ha llevado a cabo en el contexto de un contrato de colaboración entre la Universidad de Chalmers y Ringhals. Esta actividad de colaboración ha consistido tanto en el desarrollo de nuevos métodos, la mejora de éstos así como su aplicación continuada para diagnóstico, vigilancia, incluyendo un análisis de tendencia a lo largo del tiempo. Este trabajo describe el desarrollo realizado en los últimos años con un énfasis especial en los tres últimos.

Métodos avanzados de análisis de varianza en escenarios de prospectiva nuclear

La fisión nuclear, como fuente de energía, está basada en cuatro pilares característicos: la Economía, la Seguridad, la Sostenibilidad y la No-Proliferación. Es claro que estos pilares no son independientes. La Seguridad afecta al precio de costo del kWh, y éste, a la cantidad de reservas de uranio. Por otro lado, la proliferación fue una de las causas del escaso desarrollo de los reactores reproductores, lo que afectó considerablemente a las reservas de uranio.

Análisis de un accidente de rotura de tubos de GV mediante la utilización del SGI de Zorita

En el año 2008 la Universidad Politécnica de Madrid y la empresa Gas Natural Fenosa firmaron un acuerdo por el que se creaba el Aula José Cabrera en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la UPM. Dicho aula cuenta con el simulador gráfico interactivo de la central nuclear José Cabrera, que es un simulador de alcance total de una central nuclear PWR de un lazo. El objetivo de la ponencia es demostrar la gran aplicación didáctica que tiene dicho aula. El simulador es una herramienta de uso interactivo para trabajo individual o en grupo con los alumnos. Dentro de la asignatura de “Fiabilidad y Análisis del Riesgo” del Máster Ciencia y Tecnología Nuclear de la ETSII-UPM, se propuso la realización de un árbol de eventos para un accidente propuesto por los alumnos. El trabajo que se presenta en esta ponencia ha consistido en el análisis del accidente de rotura de tubos en el generador de vapor usando el simulador gráfico interactivo.

Atmospheric modelling of tritium forms transport: review of capabilities and R&D needs for the assessment of fusion facilities environmental impact

One of the key scrutiny issues of new coming energy era would be the environmental impact of fusion facilities managing one kg of tritium. The potential change of committed dose regulatory limits together with the implementation of nuclear design principles (As Low as Reasonably achievable - ALARA -, Defense in Depth -D-i-D-) for fusion facilities could strongly impact on the cost of deployment of coming fusion technology. Accurate modeling of environmental tritium transport forms (HT, HTO) for the assessment of fusion facility dosimetric impact in Accidental case appears as of major interest. This paper considers different short-term releases of tritium forms (HT and HTO) to the atmosphere from a potential fusion reactor located in the Mediterranean Basin. This work models in detail the dispersion of tritium forms and dosimetric impact of selected environmental patterns both inland and in-sea using real topography and forecast meteorological data-fields (ECMWF/FLEXPART). We explore specific values of this ratio in different levels and we examine the influence of meteorological conditions in the HTO behavior for 24 hours. For this purpose we have used a tool which consists on a coupled Lagrangian ECMWF/FLEXPART model useful to follow real time releases of tritium at 10, 30 and 60 meters together with hourly observations of wind (and in some cases precipitations) to provide a short-range approximation of tritium cloud behavior. We have assessed inhalation doses. And also HTO/HT ratios in a representative set of cases during winter 2010 and spring 2011 for the 3 air levels.

Simulación del accidente de SGTR en un PWR-W con TRACE para distintas metodologías de análisis determinista de seguridad

A Steam Generator Tube Rupture (SGTR) in a Pressurized Water Reactor (PWR) can lead to an atmospheric release bypassing the containment via the secondary system and exiting though the Pressurized Operating Relief Valves of the affected Steam Generator. That is why SGTR historically have been treated in a special way in the different Deterministic Safety Analysis (DSA), focusing on the radioactive release more than the possibility of core damage, as it is done in the other Loss of Coolant Accidents(LOCAs).

Building the qualification and a skill development program within the ENEN-III European Project

The ENEN III project covers the structuring, organization, coordination and implementation of training schemes in cooperation with local, national and international training organizations, to provide training to professionals active in nuclear organizations or their contractors and sub-contractors. The training schemes provide a portfolio of courses, training sessions, seminars, and workshops for continuous learning for upgrading knowledge and developing skills. The training schemes allow individuals to acquire qualifications and skills, as required by the specific positions in the nuclear sector which will be documented in a training passport. The essence of such passport is to be recognized within the EU by the whole nuclear sector which provides mobility to the individual looking for employment and an EU wide recruitment field for the nuclear employers.

Revisión de las teorías modernas de plasticidad

Las nuevas teorías de plasticidad incorporan refinamientos que permiten simular comportamientos reales muy complejos. Su uso con los métodos numéricos en boga y la mejora en rapidez de cálculo de los actuales ordenadores, hace que sean abordables en la actualidad problemas irresolubles hasta hace pocos años. El tema está en ebullición y conviene estar atentos a su desarrollo que ya está produciendo resultados espectaculares.