APLICACIÓN DEL CÓDIGO MCNP5 EN LA GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE GASTADO

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1 APLICACIÓN DEL CÓDIGO MCNP5 EN LA GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE GASTADO J. E. Martín García A. Gonzalvo Manovel SOCOIN 1 Introducción La gestión del combustible gastado, ya sea en seco como en piscina, de una Central Nuclear es un proceso complejo, debido a que se manejan elementos radiactivos que contienen una actividad muy alta (cientos de Curios por cada elemento combustible). Al trabajar con elementos combustibles gastados hay que tener en cuenta tanto las dosis por radiación gamma como por neutrones. Para realizar una previsión de la tasa de dosis esperable, ya sea a los trabajadores (movimiento de combustible, re-racking, blindajes, encapsulado, operaciones de soldadura, disposición en el almacenamiento, etc.), como al público (limitación de zonas, vallado, etc.); se pueden utilizar códigos de cálculo deterministas o códigos de cálculo basados en métodos de Monte Carlo. Debido a la complejidad del problema y del riesgo asociado se recomiendan los últimos. Fig. 1 Piscina de elementos de Combustible Gastado Fig. 2 Almacén Temporal de Elementos de Combustible Gastado en seco. 2 Gestión de combustible gastado. La mayoría de los reactores nucleares de producción de energía eléctrica utilizan como combustible uranio ligeramente enriquecido en U-235. Cuando este combustible se descarga del reactor contiene alrededor de 0,8% de U 235 sin quemar, 94,3% de U 238 y 4,9% de productos de fisión y transuranidos formados en el reactor, entre los que se incluyen alrededor de un 1% de una mezcla de diferentes isótopos del plutonio. El combustible irradiado genera calor como consecuencia del proceso de desintegración de los isótopos radiactivos que contiene; esta generación de calor continúa aún después de haber sido descargado del núcleo del reactor. Este combustible, si no va a ser sometido a reelaboración, constituye un residuo de alta actividad que debe ser previamente "enfriado" antes de proceder a su acondicionamiento. Por ello, la primera gestión que se hace es introducir el combustible gastado en piscinas de almacenamiento, donde se enfría durante unos pocos años. Las piscinas de los actuales reactores fueron diseñadas con una capacidad determinada, teniendo en cuenta que durante la etapa de funcionamiento de la central, el combustible de la piscina iba a ser acondicionado y retirado hacia un Almacén Temporal Centralizado (ATC) o hacia el Almacenamiento Geológico Profundo (AGP). Puesto que no sido posible tener ni el ATC ni el AGP y puesto que la

2 capacidad de almacenamiento de elementos combustibles, en las piscinas de los reactores, iba disminuyendo se ha decidido optar por dos soluciones temporales: Re-rackig o redistribución de bastidores de forma que aumente la capacidad de la piscina utilizando bastidores de elementos de combustible más compactos. Almacén temporal individualizado (ATI): es un sistema de almacenamiento del combustible gastado ubicado en la propia central que lo haya producido. En la actualidad España cuenta con dos sistemas de almacenamiento temporal individualizado, el de la central nuclear de Trillo y el de la central José Cabrera. Cuando se realiza el re-racking de una piscina de elementos de combustible gastado, para aumentar su capacidad, hay que asegurar la refrigeración y el blindaje, previniendo una eventual criticidad. Para realizar los cálculos de blindaje y de criticidad se necesitan códigos complejos que tengan en cuenta geometrías lo más reales posibles como es el caso de los códigos de Monte Carlo y en particular el código MCNP. Para el caso de las centrales en desmantelamiento, como es el caso de la C.N. José Cabrera, la normativa española exige que se haya extraído todo el combustible irradiado de la instalación antes de recibir la autorización de desmantelamiento. Puesto que no existe el ATC ni el AGP se ha construido un ATI de manera que se pueda solicitar la autorización de desmantelamiento, y que no existan interferencias con las tareas propias del mismo. En este almacén temporal individualizado, los elementos combustibles, y residuos de alta actividad son almacenados en contenedores en seco, que se refrigeran por medios pasivos, es decir, no necesitan de nuevos sistemas que aseguren la refrigeración de los mismos. Fig. 3 Carga de Elementos Combustible en cápsula Multipropósito. Fig. 4 Trabajos necesarios para Almacén Temporal de Elementos de Combustible Gastado en seco. Los contenedores que se vayan a emplear tanto para el almacenamiento como para el transporte, deben ser aprobados previamente. La aprobación conlleva un proceso de licenciamiento muy complejo en donde los cálculos de la dosis a los trabajadores y al público es crucial; ya que las tasas de dosis, sin los blindajes apropiados, podrían llegar a ser muy altas. Debido a la complejidad del problema y del riesgo asociado, se recomienda la utilización de códigos de Monte-Carlo, ya que simulan de una forma más realista el problema a tratar, aunque tienen la desventaja de la complejidad en el análisis e inserción de los datos y en los tiempos de cálculo que se necesitan para poder tener resultados razonables. 2.1 Actividades relacionadas con la Gestión de Combustible Gastado. Dentro de las actividades relacionadas con la Gestión de Combustible Gastado en donde los métodos de Monte Carlo pueden tener aplicación se presentan a continuación: REVISIÓN DE DISEÑO DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE. Con los códigos de Monte Carlo se pueden simular diferentes alternativas de almacenamiento y elegir la optima desde el punto de vista de la protección radiológica y de la seguridad nuclear.

3 ESTUDIOS ALARA Encaminados a realizar la planificación de operaciones y optimización de tiempos y recursos una vez que se conozcan las tasas de dosis de las diferetes alternativas y los tiempos de las operaciones. CÁLCULO DE BLINDAJES. Con este tipo de códigos se pueden simular diferentes blindajes fijos o móviles de forma que se pueda elegir el más adecuado, teniendo en cuenta limitaciones de espacio limitaciones de peso y el coste asociado. CAMBIO DE BASTIDORES y CRITICIDAD. Los códigos de Monte Carlo, y en concreto el MCNP no sólo va a simular la tasa de dosis por radiación gamma y neutrones, sino que puede simular, además la criticidad del elemento combustible y el almacenamiento en conjunto; que puede ser muy útil a la hora de hacer el re-racking de una piscina. DISEÑO DEL EMPLAZAMIENTO (Clasificación de Zonas). Los Códigos de Monte Carlo van a ser útiles para el diseño de un nuevo emplazamiento, por ejemplo un emplazamiento de un ATI, de forma que se puede simular como se va cargando el emplazamiento y la configuración final. Esto va a permitir establecer los límites del mismo, de forma que cumpla con la legislación vigente (límite de tasa de dosis al público). OPTIMIZACIÓN DE POSICIONAMIENTO DE DETECTORES. Los códigos de Monte Carlo pueden simular los lugares críticos donde se pueden producir mayores tasas de dosis tanto por neutrones como por fotones de forma que se pueda establecer los lugares óptimos para la colocación de detectores gamma o de neutrones. 3 Material y Métodos Para el proceso de análisis de almacenamiento de combustible gastado, tanto en piscina como en seco, y debido a la complejidad de la geometría y de las fuentes, se utilizan preferentemente códigos de cálculo probabilistas. Uno de los más flexibles, probados y validados es el código MCNP5 (Monte Carlo N- Particle Transport Code versión 5), que se encuentra en permanente revisión y desarrollo. Las nuevas versiones del código incorporan bastantes mejoras con respecto a sus antecesores; en particular, en cuanto a reducir el tiempo de cálculo al poder utilizar varios procesadores en paralelo; mejoras en la salida gráfica con un nuevo editor visual (VISED), incorporación de nuevas librerías neutrónicas. La metodología para realizar una evaluación adecuada de un sistema de almacenamiento comprendería las siguientes fases: 1. Análisis previos. Se debe revisar la normativa aplicable (ADR, 10CFR71, NUREG-1617, NUREG-1536 etc. Ref 1 a 4); estudiar los planos del sistema a evaluar; conocer los materiales con la mayor precisión posible y seleccionar adecuadamente los resultados a obtener. 2. Geometría. MCNP permite simular geometrías exactas. Para describir la geometría, en el fichero de entrada, se pueden utilizar métodos sencillos, mediante la inserción manual de superficies y celdas, o utilizar códigos de conversión de formato CAD (Turbo CAD) o formato de geometría CSG (Simple GEO) a formato MCNP. Es relativamente fácil generar un fichero de entrada partiendo de planos diseñados con herramientas como AUTOCAD. 3. Materiales. Conocer con la mayor exactitud posible la densidad de los materiales, los radionucleidos que lo conforman, la fracción másica o atómica de los mismos, así como otras condiciones (temperatura) y selección de las librerías de secciones eficaces; ya evaluadas (ENDF, ENDL, etc.), o generadas con otros códigos como el NJOY. 4. Descripción de la fuente. Las principales fuentes provienen de: la radiación gamma debida a los fotones de la parte activa del combustible; la radiación neutrónica; y la radiación gamma debida al Co-60 de los componentes asociados al combustible (cabezal superior, Rejilla espaciadora inferior, Rejilla espaciadora superior, etc.). Las fuentes asociadas al combustible se estiman mediante el conocimiento del grado de quemado y tiempo de enfriamiento. En caso de no ser conocidas, se estiman a partir de códigos de cálculo como el código ORIGEN. Un parámetro a tener en cuenta es la distribución axial del grado de quemado 5. Técnicas de reducción de la varianza. Tal y como dice el manual del código la elección de la técnica es experiencia más que ciencia. Las técnicas más utilizadas son, entre otras: las relacionadas con la variación de las importancias de las celdas y la generación de ventanas de peso.

4 CAD Turbo CAD CSG Simple GEO MCNP Fig 5 Generación de geometría de forma automática Fig. 6 Visualización de geometría con VISED. 3.1 Código MCNP5 Se ha optado por elegir el Código de Monte Carlo MCNP5 debido a que contempla todos los fenómenos físicos que se puede presentar en los elementos de combustible gastado como: 1. Scattering del neutrón producción de fotón 2. Fisión - producción de fotón 3. Captura neutrónica 4. Fuga neutrónica 5. Captura fotónica 6. Fuga fotónica 7. Captura fotónica Dicho código es un código de transporte de propósito general, energía continua, geometrías generales, dependiente del tiempo y acoplamiento / neutrón / fotón/ electrón. Dicho código puede ser empleado en varios modos de transporte: neutrón, fotón, electrón o transporte combinado neutrón/fotón donde los fotones son producidos por interacciones neutrónicas, neutrón/fotón/electrón, fotón/electrón, o electrón/fotón. La energía de los neutrones varia entre MeV y 20 MeV, y la energía del fotón y del electrón varía entre 1 kev y 1000 MeV. El usuario debe generar un fichero de entrada que contendrá la siguiente información; especificación de geometría, descripción de materiales y selección de secciones eficaces, localización y características de la fuente del neutrón, fotón y electrón, tipo de resultados deseados, y cualquier técnica de reducción de varianza para mejorar la eficiencia. Debido a su gran versatilidad, no sólo en la especificación de la geometría, sino en la especificación de la fuente y obtención de resultados, MCNP5 es una herramienta muy útil para estimar la tasa de dosis de los elementos de combustible gastado almacenados tanto en seco como en piscina. Con lo que permite diseñar blindajes de una manera eficaz, así como evaluar operaciones relacionadas con la protección radiológica y la gestión de dichos materiales. MCNP5 permite estimar tasa de dosis proveniente de: - Fotones emitidos por los elementos combustibles. - Neutrones emitidos por los elementos combustibles. - Radiación gamma proveniente del Co-60 de las partes activas del combustible. - Radiación gamma generada por captura neutrónica de elementos estructurales. A modo de ejemplo, se muestra como se realizaría la estimación de dosis en un contenedor tipo de almacenamiento de combustible: 3.2 Especificación de la geometría: MCNP5 permite establecer geometrías complejas tridimensionales por medio de la especificación de superficies y celdas. Las celdas a parte de contener un conjunto de superficies, contienen información sobre el material de que están constituidas, así como de la densidad del mismo.

5 A continuación se muestra diferentes representaciones realizadas con MCNP, referidos a un sistema de almacenamiento en seco: Combustible Combustible Conjunto de blindajes Conjunto de blindajes Fig 7 Planta de un contenedor de almacenamiento en seco Fig. 8. Sección longitudinal de un contenedor de almacenamiento en seco 3.3 Especificación de la fuente: En un sistema de almacenamiento de combustible la dosis estimada proviene fundamentalmente de: - Fotones emitidos por los elementos combustibles. - Neutrones emitidos por los elementos combustibles. - Co-60 de las partes activas del combustible. La fuente se establece en función de los resultados que se quieran obtener, ya sea contribución de fotones, neutrones, etc. El código permite considerar la energía inicial de las partículas (ya sea en forma de histograma, discreta, etc.), así cómo establecer exactamente su posición. En este tipo de cálculos normalmente se suelen definir diferentes regiones para poder simular las particularidades de los elementos combustibles, como: diferencias en grados de quemado, diferencias en grados de enriquecimiento o diferencias en tiempos de decaimiento. 3.4 Computación paralela: Las características de los códigos de Monte Carlo, donde se hace un seguimiento de historias de partículas y donde los tiempos de cálculo son importantes, hacen que sean óptimos para realizar computación paralela. En los últimos años el equipo que ha desarrollado el código MCNP5 ha realizado grandes esfuerzos en optimizar el código para el cómputo en paralelo. Cuando se tengan ordenadores con varios procesadores o varios ordenadores dispuestos en red, se recomienda utilizar la computación paralela; ya que los tiempos de cálculo se reducen considerablemente. 4 Resultados y discusión Como ejemplo, el código MCNP5 se ha aplicado para la estimación de cálculo de dosis a diferentes alturas (mediante la selección de los tallies adecuados) para un sistema de almacenamiento en seco, en concreto de un contenedor de combustible gastado. El código MCNP permite establecer los perfiles de tasa de dosis en cualquier punto, así como el detalle de la contribución de cada grupo de energía sobre las dosis resultantes. Esto permite planificar tareas (movimiento, realización de soldaduras, etc.) y medidas mitigadoras (blindajes) con una enorme precisión Como se observa en la figura 9 el código MCNP proporciona resultados que permiten establecer los perfiles de tasa de dosis en prácticamente en todas las superficies del contenedor, dependiendo de la fuente considerada; de tal forma que se puede ver en que zona se van a dar mayores tasas de dosis y en donde se podría instalar blindajes para la radiación gamma o para neutrones.

6 COMBUSTIBLE Perfil de tasa de dosis de Co-60 Perfil de tasa de dosis de fotones Perfil de tasa de dosis de neutrones Altura del contenedor Tasa de dosis Tasa de dosis Tasa de dosis Figura 9 perfil de tasa de dosis según distribución axial de un contenedor de combustible gastado. El código MCNP5 viene acompañado de herramientas como VISED, que genera las entradas del código y visualiza las geometrías y los resultados. Una de los resultados que se puede visualizar con el código VISED es la localización de las partículas una vez hayan colisionado con el medio. Esta visualización resulta muy práctica a la hora de diseñar los blindajes; de forma que, al cambiar la geometría o las propiedades, se puede ver hasta donde van a llegar las partículas y como van a quedar distribuidas geográficamente. La figura 10 muestra un ejemplo de una de las muchas aplicaciones del código VISED. Figura 10 perfil de tasa de dosis según distribución axial de un contenedor de combustible gastado. 5 Conclusiones Durante el proceso de análisis de sistemas de combustible gastado cabe destacar: cálculo de término fuente; análisis de criticidad; materiales; cálculo de blindajes; emplazamiento; protección radiológica operacional y protección radiológica ambiental, entre otros. Dichos aspectos pueden ser tratados convenientemente con el código MCNP5. Como principal ventaja del código cabe destacar que se trata de un código ampliamente utilizado en todo el mundo y en diversos campos; ha sido testado y validado suficientemente; trabaja con geometrías complejas que se asemejan mucho a la realidad; las nuevas versiones tiene gran capacidad de visualización (fuentes, transporte de partículas, etc.); permite estimar la dosis en una gran variedad de zonas. Como desventajas cabe destacar la complejidad en la inserción de datos; en ocasiones, los tiempos de cálculo y la dificultad en la elección de técnicas de reducción de varianza.

7 6 Otras aplicaciones Aparte de la aplicación presentada en esta ponencia, MCNP5 puede aplicarse en diversos campos como: Diseño de reactores de fisión y fusión; Cálculos de criticidad de reactores; Diseño de detectores; Diseño de salas de calibración; Aplicaciones médicas (dosimetría, radiografía y radioterapia); Descontaminación; Desmantelamiento y residuos entre otras 7 Referencias - Ministerio de Fomento. Acuerdo europeo sobre el transporte internacional de mercancías peligrosas por carretera (ADR) NRC. PACKAGING AND TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIAL. Code of Federal Regulations (CFR), Part 71 (10 CFR 71) U.S. Nuclear Regulatory Comision. NUREG Standard Review Plan for Transportation Packages for Spent Nuclear Fuel. Washington, DC U.S. Nuclear Regulatory Comision. NUREG Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems. Washington, DC X-5 Monte Carlo Team, "MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5 Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, New Mexico, USA, April 2003

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