Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.

Sistema avanzado de alarmas para el reactor RA6.

Los sistemas de alarmas constituyen un elemento clave en las plantas modernas de procesos industriales. A lo largo de los años, los mismos han ido evolucionando de la mano del importante desarrollo en la industria del software, para pasar de ser simples paneles de anunciación y lámparas cableadas hasta complejos sistemas inteligentes que asisten al operador en sus funciones de operación. En el desarrollo de este trabajo se planteó diseñar un Sistema Avanzado de Alarmas para el Reactor Nuclear de Investigación RA6 contemplando las nuevas tecnologías existentes para incorporar mejoras a la actual sala de control. Para ello se trabajó siguiendo la metodología propuesta por la guía de diseño de sistemas de alarmas ANSI / ISA- SP-18. Para asistir al diseño y la verificación del sistema se utilizó un modelo termohidráulico de la planta desarrollado en Matlab/Simulink. Entre las nuevas herramientas incorporadas en el prototipo final obtenido se pueden mencionar: creación de archivos históricos, asignación de prioridades, supresiones de alarmas según estado operativo, filtrado y agrupamiento de alarmas.

Diseño y optimización de un aplanador de flujo neutrónico para dopaje de silicio en el Reactor RA-10.

El reactor multipropósito RA-10 que se construirá en Ezeiza tiene como objetivo principal aumentar la producción de radioisótopos destinados al diagnóstico de enfermedades; adicionalmente el proyecto RA-10 permitirá ofrecer al sistema científico-tecnológico oportunidades de investigación, desarrollo y producción. Entre ellas se contará con una facilidad de dopaje de silicio a través de transmutación neutrónica para producir material semiconductor. La principal ventaja de esta técnica de fabricación es que se obtiene el semiconductor más homogéneamente dopado del mercado. Esto se logra irradiando a la pieza con un flujo neutrónico axialmente uniforme. La uniformidad axial se obtiene diseñando un aplanador de flujo que consiste en un conjunto de anillos de acero de diferentes espesores para lograr aplanar el perfil de flujo neutrónico que irradia al silicio. El objetivo de este trabajo es diseñar e implementar un algoritmo que permita calcular los espesores óptimos de acero de forma tal de modificar el perfil de flujo neutrónico que se genera en el núcleo para uniformizarlo lo más posible. Se proponen y evalúan mejoras para incrementar el valor del flujo neutrónico al cual se uniformiza. Posteriormente se evalúan los tiempos necesarios para obtener diferentes resistividades objetivo y se realizan cálculos de activación neutrónica para determinar los tiempos de decaimiento necesarios para cumplir los límites de actividad requeridos. Se realizan además cálculos de calentamiento para determinar la potencia que se debe disipar para refrigerar la facilidad.

Modelado detallado de una central nuclear CANDU con CITVAP.

La línea de cálculo de INVAP consiste principalmente de los códigos CONDOR y CITVAP. Este último es la versión mejorada del código CITATION II que resuelve la ecuación de difusión neutrónica multigrupo por el método de diferencias finitas. CITVAP es ampliamente usado para estudiar reactores de investigación y reactores de potencia tales como PWR, BWR, VVER y últimamente se implemento nuevas funciones para estudiar una central PHWR tipo Atucha. Siguiendo con la línea de reactores PHWR, en este trabajo se estudian las capacidades y deficiencias del código de núcleo CITVAP para modelar una central nuclear tipo CANDU. Se plantean mejoras a realizar para un manejo mas eficiente desde el punto de vista del usuario, tanto de la gestión de combustibles, movimientos de barras de control y zonas líquidas como mejoras en el modelo termohidraulico. La metodología consiste en validar la línea de cálculo de INVAP, contrastando los resultados con el benchmark IAEA-tecdoc-887. El proceso de validación consiste en cálculos de celda en dos y tres dimensiones usando los códigos CONDOR y SERPENT respectivamente, obtención de secciones eficaces macroscópicas en función del quemado y cálculos de núcleo para distintas configuraciones de los dispositivos de control usando un núcleo fresco y una distribución de quemado en equilibrio. Se analizan las dificultades que se presentan al modelar el núcleo con las capacidades actuales del código y se plantean posibles soluciones a implementar. Para un estudio completo de un reactor CANDU, se estudian tres de la características distintivas de este tipo de reactor: la termohidraulica, la gestión de combustibles y los dispositivos de control de reactividad, distribución de potencia y apagado.

Sistema avanzado de alarmas para el reactor RA6.

Los sistemas de alarmas constituyen un elemento clave en las plantas modernas de procesos industriales. A lo largo de los años, los mismos han ido evolucionando de la mano del importante desarrollo en la industria del software, para pasar de ser simples paneles de anunciación y lámparas cableadas hasta complejos sistemas inteligentes que asisten al operador en sus funciones de operación. En el desarrollo de este trabajo se planteó diseñar un Sistema Avanzado de Alarmas para el Reactor Nuclear de Investigación RA6 contemplando las nuevas tecnologías existentes para incorporar mejoras a la actual sala de control. Para ello se trabajó siguiendo la metodología propuesta por la guía de diseño de sistemas de alarmas ANSI / ISA- SP-18. Para asistir al diseño y la verificación del sistema se utilizó un modelo termohidráulico de la planta desarrollado en Matlab/Simulink. Entre las nuevas herramientas incorporadas en el prototipo final obtenido se pueden mencionar: creación de archivos históricos, asignación de prioridades, supresiones de alarmas según estado operativo, filtrado y agrupamiento de alarmas.

Collimation of deuterium / 3-helium fusion products for advanced spacecraft propulsion and power

Current space exploration has transpired through the use of chemical rockets, and they have served us well, but they have their limitations. Exploration of the outer solar system, Jupiter and beyond will most likely require a new generation of propulsion system. One potential technology class to provide spacecraft propulsion and power systems involve thermonuclear fusion plasma systems. In this class it is well accepted that d-He3 fusion is the most promising of the fuel candidates for spacecraft applications as the 14.7 MeV protons carry up to 80% of the total fusion power while ‘s have energies less than 4 MeV. The other minor fusion products from secondary d-d reactions consisting of 3He, n, p, and 3H also have energies less than 4 MeV. Furthermore there are two main fusion subsets namely, Magnetic Confinement Fusion devices and Inertial Electrostatic Confinement (or IEC) Fusion devices. Magnetic Confinement Fusion devices are characterized by complex geometries and prohibitive structural mass compromising spacecraft use at this stage of exploration. While generating energy from a lightweight and reliable fusion source is important, another critical issue is harnessing this energy into usable power and/or propulsion. IEC fusion is a method of fusion plasma confinement that uses a series of biased electrodes that accelerate a uniform spherical beam of ions into a hollow cathode typically comprised of a gridded structure with high transparency. The inertia of the imploding ion beam compresses the ions at the center of the cathode increasing the density to the point where fusion occurs. Since the velocity distributions of fusion particles in an IEC are essentially isotropic and carry no net momentum, a means of redirecting the velocity of the particles is necessary to efficiently extract energy and provide power or create thrust. There are classes of advanced fuel fusion reactions where direct-energy conversion based on electrostatically-biased collector plates is impossible due to potential limits, material structure limitations, and IEC geometry. Thermal conversion systems are also inefficient for this application. A method of converting the isotropic IEC into a collimated flow of fusion products solves these issues and allows direct energy conversion. An efficient traveling wave direct energy converter has been proposed and studied by Momota , Shu and further studied by evaluated with numerical simulations by Ishikawa and others. One of the conventional methods of collimating charged particles is to surround the particle source with an applied magnetic channel. Charged particles are trapped and move along the lines of flux. By introducing expanding lines of force gradually along the magnetic channel, the velocity component perpendicular to the lines of force is transferred to the parallel one. However, efficient operation of the IEC requires a null magnetic field at the core of the device. In order to achieve this, Momota and Miley have proposed a pair of magnetic coils anti-parallel to the magnetic channel creating a null hexapole magnetic field region necessary for the IEC fusion core. Numerically, collimation of 300 eV electrons without a stabilization coil was demonstrated to approach 95% at a profile corresponding to Vsolenoid = 20.0V, Ifloating = 2.78A, Isolenoid = 4.05A while collimation of electrons with stabilization coil present was demonstrated to reach 69% at a profile corresponding to Vsolenoid = 7.0V, Istab = 1.1A, Ifloating = 1.1A, Isolenoid = 1.45A. Experimentally, collimation of electrons with stabilization coil present was demonstrated experimentally to be 35% at 100 eV and reach a peak of 39.6% at 50eV with a profile corresponding to Vsolenoid = 7.0V, Istab = 1.1A, Ifloating = 1.1A, Isolenoid = 1.45A and collimation of 300 eV electrons without a stabilization coil was demonstrated to approach 49% at a profile corresponding to Vsolenoid = 20.0V, Ifloating = 2.78A, Isolenoid = 4.05A 6.4% of the 300eV electrons’ initial velocity is directed to the collector plates. The remaining electrons are trapped by the collimator’s magnetic field. These particles oscillate around the null field region several hundred times and eventually escape to the collector plates. At a solenoid voltage profile of 7 Volts, 100 eV electrons are collimated with wall and perpendicular component losses of 31%. Increasing the electron energy beyond 100 eV increases the wall losses by 25% at 300 eV. Ultimately it was determined that a field strength deriving from 9.5 MAT/m would be required to collimate 14.7 MeV fusion protons from d-3He fueled IEC fusion core. The concept of the proton collimator has been proven to be effective to transform an isotropic source into a collimated flow of particles ripe for direct energy conversion.

Plutonium release from Fukushima Daiichi fosters the need for more detailed investigations

The contamination of Japan after the Fukushima accident has been investigated mainly for volatile fission products, but only sparsely for actinides such as plutonium. Only small releases of actinides were estimated in Fukushima. Plutonium is still omnipresent in the environment from previous atmospheric nuclear weapons tests. We investigated soil and plants sampled at different hot spots in Japan, searching for reactor-borne plutonium using its isotopic ratio Pu-240/Pu-239. By using accelerator mass spectrometry, we clearly demonstrated the release of Pu from the Fukushima Daiichi power plant: While most samples contained only the radionuclide signature of fallout plutonium, there is at least one vegetation sample whose isotope ratio (0.381 +/- 0.046) evidences that the Pu originates from a nuclear reactor (Pu239+240 activity concentration 0.49 Bq/kg). Plutonium content and isotope ratios differ considerably even for very close sampling locations, e.g. the soil and the plants growing on it. This strong localization indicates a particulate Pu release, which is of high radiological risk if incorporated.

Fukushima-derived radionuclides in sediments of the Japanese Pacific Ocean coast and various Japanese water samples (seawater, tap water, and coolant water of Fukushima Daiichi reactor unit 5)

We investigated Ocean sediments and seawater from inside the Fukushima exclusion zone and found radiocesium (134Cs and 137Cs) up to 800 Bq kg-1 as well as 90Sr up to 5.6 Bq kg-1. This is one of the first reports on radiostrontium in sea sediments from the Fukushima exclusion zone. Seawater exhibited contamination levels up to 5.3 Bq kg-1 radiocesium. Tap water from Tokyo from weeks after the accident exhibited detectable but harmless activities of radiocesium (well below the regulatory limit). Analysis of the Unit 5 reactor coolant (finding only 3H and even low 129I) leads to the conclusion that the purification techniques for reactor coolant employed at Fukushima Daiichi are very effective.