Cálculos de criticidad y blindaje para un sistema de almacenamiento interino en seco para los combustibles gastados de la Central Nuclear Atucha I
La Central Nuclear Atucha I (CNA-I) dispone de lugar para almacenar sus combustibles gastados (CG) en húmedo en sus dos casas de piletas hasta mediados del año 2015. Antes de esa fecha necesita disponer de un sistema de almacenamiento interino en seco que permita vaciar al menos una de las piletas,...
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| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2006
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/65/1/1Silva.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | La Central Nuclear Atucha I (CNA-I) dispone de lugar para almacenar sus combustibles gastados (CG) en húmedo en sus dos casas de piletas hasta mediados del año 2015. Antes de esa fecha necesita disponer de un sistema de almacenamiento interino en seco que permita vaciar al menos una de las piletas, ya sea para seguir operando si se extiende su vida útil, o para poder vaciar el núcleo del reactor en el caso de desmantelamiento. Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) y la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), debido a su responsabilidad conjunta en la gestión de los CG, han propuesto sistemas de almacenamiento interino en seco. Estos sistemas deben ser evaluados para optar por uno de ellos a fines de 2006. En este trabajo se utilizó el código Monte Carlo MCNP para realizar los calculus de criticidad y blindaje correspondientes al modelo propuesto por CNEA. Este modelo plantea el almacenamiento de contenedores sellados con 36 ó 37 CG en módulos de hormigón. Cada uno de los contenedores es cargado en las casas de piletas y transportado hasta el módulo en un casco de transferencia con paredes de plomo. Los resultados de los cálculos de criticidad indican que los arreglos de CG propuestos cumplen ampliamente los requerimientos de subcriticidad incluso en supuestas situaciones accidentales extremas. Las estimaciones de las tasas de dosis debidas a los CG para el casco de transferencia permiten realizar una realimentación del diseño apuntando a la mejora de la geometría y el blindaje. En el caso de los módulos de almacenamiento se proponen espesores tentativos de hormigón para cumplir con los requerimientos de dosis establecidos por la Autoridad Regulatoria Nuclear |
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