Caracterización neutrónica de una instalación de almacenamiento de combustible nuclear gastado y de un nuevo material de blindaje neutrónico (Resumen)

El objetivo ultimo de esta Tesis es contribuir a mejorar la problematica del almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares espanolas, que practicamente han agotado la capacidad de sus piscinas de combustible gastado. A la espera de la construccion del Almacen Temporal Centralizado, las centrales nucleares han puesto o estan poniendo en marcha sus propios Almacenes Temporales Individuales para el almacenamiento en seco del combustible gastado en contenedores. Para ello, y aprovechando el reciente establecimiento de un sistema de metrologia neutronica en Espana, materializado en el Laboratorio de Patrones Neutronicos del CIEMAT, se han estudiado dos opciones, que son la caracterizacion metrologica de campos neutronicos de trabajo y la evaluacion de materiales de blindaje neutronico en campos neutronicos estandarizados. En particular, se ha estudiado el caso de la central nuclear de Trillo, cuyo Almacen Temporal Individual (ATI) esta licenciado para almacenar 80 contenedores tipo DPT. Sin embargo, en 2016 se completaba a efectos practicos la capacidad de almacenamiento del ATI con 32 contenedores DPT, debido a los requisitos de la licencia del contenedor respecto al enriquecimiento, quemado y enfriamiento del combustible gastado. Por ello, la central nuclear de Trillo inicio el proceso de re-licenciamiento del ATI con el objetivo de almacenar los 32 contenedores tipo DPT (cada uno con capacidad para 21 elementos de combustible gastado) y 48 contenedores del nuevo modelo ENUN32 (cada uno con capacidad para 32 elementos de combustible gastado). Este proceso supondra un aumento de la capacidad de almacenamiento de 1680 a 2208 elementos de combustible gastado. Los calculos de diseno para el licenciamiento de una instalacion de almacenamiento de combustible gastado se basan en simulaciones Monte Carlo que se realizan en condiciones muy conservadoras respecto al termino fuente. La emision neutronica de los elementos de combustible gastado se calcula mediante codigos de evolucion isotopica en base al enriquecimiento, quemado y enfriamiento de diseno de los elementos para su almacenamiento en el contenedor, y no se tiene en cuenta el enfriamiento adicional de los mismos, ya sea en las piscinas de combustible o en seco. Como consecuencia, el margen respecto a los limites de dosis establecidos por el organismo regulador en condiciones reales suele ser mucho mayor que en condiciones de diseno. En este contexto, y como primer objetivo concreto de la Tesis para contribuir a la problematica del almacenamiento de combustible gastado, se ha realizado una caracterizacion dosimetrica detallada de los campos neutronicos de trabajo presentes en el ATI, cuyos resultados han servido para evaluar el margen entre las condiciones reales y de diseno del ATI y que han sido utilizados como referencia en los calculos de diseno para poder dar credito al enfriamiento de los elementos combustibles. Los contenedores de combustible gastado DPT y ENUN32 emplean como blindaje neutronico el material comercial NS4FR, que se suministra en forma de polvo tri-componente que hay que mezclar y verter en las localizaciones especificas del contenedor para el blindaje neutronico. Por ello, la empresa que fabrica ambos contenedores, ENSA, ha disenado un nuevo material de blindaje neutronico basado en el material comercial Borotron UH0050, que a diferencia del NS4FR, se suministraria en forma solida, facilitando la fabricacion del contenedor. En este contexto, y como segundo objetivo concreto de la Tesis para contribuir a la problematica del almacenamiento de combustible gastado se ha realizado una evaluacion de las propiedades de blindaje del nuevo material de blindaje en campos neutronicos y gamma estandarizados, cuyos resultados han servido para determinar si el nuevo material iguala las propiedades del material usado actualmente y su viabilidad para sustituirlo en la fabricacion del nuevo contenedor ENUN32. Esta Tesis supone una caracterizacion completa desde el punto de vista de la radiacion neutronica del sistema de almacenamiento en seco de combustible gastado de la central nuclear de Trillo, incluyendo el propio edificio del Almacen Temporal Individual, los contenedores de combustible gastado que se almacenan en la instalacion, y el material de blindaje neutronico empleado en los contenedores. Los resultados de la caracterizacion del contenedor DPT y del ATI han demostrado el amplio margen existente entre las condiciones reales y de diseno en la tasa de equivalente de dosis ambiental neutronica, y han sido empleados como referencia en los calculos de re-licenciamiento del ATI para poder dar credito al enfriamiento de los contenedores DPT ya almacenados, permitiendo alcanzar un equilibrio entre la necesidad de aumentar la capacidad de almacenamiento y de mantener unas condiciones conservadoras respecto a los criterios de proteccion radiologica. Ademas de la caracterizacion del sistema de almacenamiento en su estado actual, se ha evaluado un nuevo material de blindaje neutronico que potencialmente podria sustituir al empleado en los contenedores, aunque los resultados han demostrado que el nuevo material no igualaba las propiedades de blindaje gamma del material actual. Este estudio ha supuesto la colaboracion directa con empresas de la industria nuclear, y es uno de los estudios mas completos realizados hasta la fecha de un sistema de almacenamiento de combustible nuclear gastado en seco, tanto por su extension como por la combinacion de tecnicas experimentales de espectrometria neutronica y dosimetria neutronica y gamma y simulacion Monte Carlo.