Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág.

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1 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 1 Sumario SUMARIO 1 A. ACCIDENTE DE LA CENTRAL NUCLEAR DE FUKUSHIMA DAIICHI 3 A.1. Introducción... 3 A.2. Progresión del accidente... 4 A.2.1. Progresión del accidente en las piscinas de combustible gastado... 7 B. OBTENCIÓN DE LOS ESPECTROS DE EMISIÓN DE FOTONES Y NEUTRONES MEDIANTE ORIGEN-S 11 B.1. Introducción B.2. Planteamiento del problema B.3. Entrada y salida de datos de la simulación en ORIGEN-S B.4. Resultados de las simulaciones (salida de datos) B.4.1. Tasa de emisión de fotones gamma (espectro por grupos) B.4.2. Tasa de emisión de neutrones (espectro por grupos) B.4.3. Actividad de los elementos combustibles C. CÁLCULOS Y FIGURAS 51 C.1. Tiempo de irradiación y potencia de irradiación C.2. Materiales de los elementos combustibles C.3. Figuras C.3.1. Modelización de la piscina de combustible gastado C.3.2. Distribución de la tasa de dosis sobre la piscina de combustible D. OBTENCIÓN DE LAS TASAS DE DOSIS MEDIANTE EL CÓDIGO MAVRIC DE SCALE 63 D.1. Descripción de MAVRIC D.1.1. Introducción D.1.2. Funcionamiento de MAVRIC D.1.3. Entrada y salida de datos D.2. Confección del archivo de entrada D.3. Ejemplos de inputs y outputs E. ARCHIVOS DE ENTRADA Y SALIDA DE DATOS DE MAVRIC 81 BIBLIOGRAFÍA 83 Referencias bibliográficas... 83

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3 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 3 A. Accidente de la central nuclear de Fukushima Daiichi A.1. Introducción El día 11 de marzo de 2011 se produce un terremoto de 9 grados en la escala de Richter cerca de la costa este de Japón. El epicentro de dicho terremoto se ubicó cerca de las centrales nucleares de Miyagi y Fukushima. Todas las centrales nucleares del país pararon de manera automática sin ningún problema. La central nuclear de Fukushima Daiichi tiene seis reactores nucleares del tipo BWR (Boiling Water Reactor, reactor de agua en ebullición). La contención de los reactores de Fukushima Daiichi son de tipo MARK I, que constan de dos zonas diferenciadas: un pozo seco en forma de bombilla y un pozo húmedo o cámara de supresión de la presión en forma toroidal (Fig. A.1). Fig. A.1. Disenyo de un reactor BWR tipo MARK I [1]

4 Pág. 4 Memoria Los reactores afectados por el terremoto y, sobretodo, por el posterior tsunami, son las unidades 1, 2, 3 y 4. Toda la información sobre la progresión del accidente de Fukushima Daiichi ha sido extraida de la referencia [1]. A.2. Progresión del accidente La central nuclear de Fukushima para de manera automática (SCRAM), se aísla la contención y se ponen en funcionamiento los generadores diesel para la refrigeración de emergencia del núcleo, llegando a una situación estable y segura. Tras una hora del terremoto, un tsunami golpea la planta, arrasando los tanques de combustible para los generadores diesel e inundando los generadores. Además, la central nuclear se encuentra en station blackout (apagón total) debido a la caída de la red eléctrica de la región. De esta manera se pierden casi todos los sistemas de refrigeración del núcleo. El sistema de refrigeración del núcleo aislado sigue disponible. Este sistema utiliza una turbobomba movida por el vapor de la propia vasija del reactor para descargar dicho vapor en el pozo húmedo, condensar el vapor y aspirar agua del pozo húmedo para inyectarla en el reactor (Fig. A.2). Este sistema requiere de baterías y mantener la temperatura del pozo húmedo por debajo de los 100ºC. Al no disponer extracción de calor en el edificio, este sistema no puede mantenerse operativo indefinidamente. Fig. A.2. Funcionamiento del sistema de refrigeración del núcleo aislado [1]

5 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 5 En cuanto se agotan las baterías o se alcanza una temperatura de 100ºC en el pozo húmedo el sistema de refrigeración del núcleo aislado se detiene. El calor residual debido a las desintegraciones de los productos de fisión sigue produciendo vapor en la vasija del reactor, lo que provoca el aumento gradual de la presión. Para evitar el aumento de la presión se abren las válvulas de alivio y se descarga vapor en la piscina de supresión (Fig. A.3). El nivel de agua líquida en la vasija del reactor va descendiendo. Fig. A.3. Abertura de las válvulas de alivio y descarga del vapor en la piscina de supresión [1] Llega un momento en el que un 50% del núcleo queda al descubierto, incrementando la temperatura de las vainas de combustible (Fig. A.4, p. 6). Cuando el núcleo llega a tener, aproximadamente, dos terceras partes al descubierto la temperatura de las vainas alcanza y supera los 900ºC. A partir de esta temperatura las vainas empiezan a deteriorarse y se rompen, liberando los productos de fisión acumulados en forma gaseosa en el huelgo de las vainas. Las vainas superan los 1.200ºC y el zirconio de las vainas de combustible empieza a oxidarse violentamente con el vapor caliente, produciéndose hidrogeno (Fig. A.5, izquierda, p. 6). Esta reacción es exotérmica y produce más calentamiento para el núcleo. El hidrógeno generado sale impulsado a través del pozo húmedo y de los rompedores de vacío hacia el pozo seco.

6 Pág. 6 Memoria Fig. A.4. Descenso del nivel de agua en la vasija del reactor y aumento de la temperatura [1] Fig. A.5. Descenso del nivel de agua en el reactor y oxidación del zirconio [1] A 1.800ºC se produce la fusión de las vainas y de las estructuras de acero, posiblemente en las unidades 1, 2 y 3. A 2.500ºC se rompen las barras de combustible y aparecen una capa de material resolidificado y escombros dentro del núcleo (Fig. A.5, derecha), posiblemente en las unidades 1 y 2. A 2.700ºC se produce la fusión de los eutécticos Uranio-Zirconio,

7 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 7 posiblemente en la unidad 1. La recuperación del suministro de agua detiene la progresión del accidente en las tres unidades. Con la fusión del combustible se liberan productos de fisión, sobretodo gases y productos volátiles como el xenón, el cesio o el yodo, entre otros. El uranio y el plutonio permanecen en el combustible. Los productos de fisión se pueden condensar en aerosoles aerotransportados, formando partículas. Se descarga en la piscina de supresión a través de las válvulas de alivio y se retiene una fracción de los aerosoles en el agua. Los gases nobles y los aerosoles que no han sido retenidos en el agua del pozo húmedo entran en el pozo seco. Los productos de fisión han llegado a la última barrera física frente al escape, la contención. La contención esta, normalmente, inertizada con nitrógeno como gas de relleno. Con el hidrógeno procedente de la oxidación del núcleo, la presión de la contención de las unidades 1 y 2 llegó a los 8 bar, cuando su presión de diseño se sitúa entre 4 y 5 bar. La piscina de supresión llega a alcanzar la ebullición. Se inyecta agua de mar empleando motobombas de lucha contra incendios y se ventea la piscina de supresión para despresurizar la contención y poder reducir la presión a aproximadamente 4 bar. Este venteo también libera pequeñas cantidades de productos de fisión en forma de aerosoles, además de todos los gases nobles y el hidrógeno. El hidrógeno liberado de la contención a la planta de operación se inflamó en las unidades 1 y 3 de la central nuclear. Esto provocó la destrucción de la estructura del edificio aunque la contención de hormigón armado pareció resistir los daños. Los daños fueron aparentes, aunque no muy severos desde el punto de vista de la seguridad del reactor. En la unidad 2 la combustión del hidrógeno se produjo dentro del edificio del reactor, probablemente en la piscina de supresión. Esta rotura produjo una liberación incontrolada de gases y productos de fisión desde la contención. Debido a las tasas de dosis tan elevadas en el entorno se tiene que evacuar temporalmente la planta. Manteniéndose la inyección de agua de mar se logra estabilizar la temperatura de las vasijas de las tres unidades afectadas. También se logra mantener estable la presión de las vasijas. A.2.1. Progresión del accidente en las piscinas de combustible gastado La piscina de combustible gastado se encuentra en la planta de operación del edificio del reactor. La piscina de enfriamiento de la unidad 4 contenía todo el núcleo del reactor debido a que este se encontraba parado por mantenimiento. Además del núcleo, también contenía más combustible de ciclos de quemado anteriores, acumulando un total de elementos

8 Pág. 8 Memoria combustibles. Se predijo que la piscina de combustible gastado de la unidad 4 se secaría en diez días. Se desconocía si esta piscina de enfriamiento sufría fugas por causa del terremoto o solamente era por la evaporación del agua debida al fallo del sistema de refrigeración producido por el blackout. Esta pérdida de refrigerante podía deteriorar o, incluso, producir la fusión del núcleo, generar hidrógeno con la oxidación del circonio y un gran escape de los productos de fisión. Fig. A.6. Progresión del accidente en la unidad 4 de Fukushima Daiichi [1]

9 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 9 Se tomaron medidas para refrigerar las piscinas de combustible gastado de las cuatro unidades de Fukushima Daiichi. Se inyectó agua de mar con la ayuda de bombas de camiones de bomberos y de camiones hormigoneras. También se descargó agua de mar desde helicópteros. Un año después del accidente, el EPRI (Electric Power Research Institute) realiza un análisis de lo sucedido en las piscinas de combustible gastado de Fukushima Daiichi [2]. Este estudio concluye que la piscina de enfriamiento de la unidad 4 no se vio afectada, como se pensó inicialmente, y solamente se perdió refrigerante por evaporación, y no por daños estructurales en la piscina de combustible gastado. Además, el inventario de agua no descendió por debajo de los elementos combustibles almacenados, por lo que no los dejó al descubierto y no se produjo daño a los elementos combustibles gastados por el calor generado por las desintegraciones de los productos de fisión.

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11 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 11 B. Obtención de los espectros de emisión de fotones y neutrones mediante ORIGEN-S B.1. Introducción ORIGEN-S (Oak Ridge Isotope GENeration) es el módulo de simulación de quemado y desintegración perteneciente al código SCALE. Puede ser ejecutado de forma independiente o desde otro módulo de control del código. El principal objetivo en el diseño de ORIGEN-S fue que pudiese utilizar secciones eficaces para grupos de varias energías procedentes de cualquier librería estándar para realizar los cálculos correspondientes. ORIGEN-S calcula las concentraciones en función del tiempo y los términos fuente de un gran número de isótopos, los cuales son simultáneamente generados o quemados a través de los procesos de transmutación, fisión y desintegración radiactiva. Los cálculos pueden representar aspectos como la irradiación del combustible nuclear en el reactor, el almacenamiento del combustible, la manipulación, el transporte o el reprocesado del combustible gastado. ORIGEN-S es ampliamente utilizado en estudios de diseño de plantas de proceso de combustible y de reactores nucleares, evaluaciones del grado de quemado, análisis de seguridad radiológica y análisis térmico, así como evaluaciones del entorno. El modelo de expansión de matriz exponencial del código ORIGEN se mantiene inalterado en la nueva versión ORIGEN-S. Además, el código realiza la integración de las energías de desintegración y los términos fuente de actínidos y productos de fisión sobre cualquier intervalo de tiempo, utilizando el método de la integral de Volterra como una solución alternativa al método de expansión de matriz exponencial. La información expuesta en este anexo sobre el módulo ORIGEN-S de SCALE ha sido extraida de la referencia [3]. B.2. Planteamiento del problema En la determinación de las concentraciones de los diferentes nucleidos en función del tiempo, ORIGEN-S se encarga de solucionar la siguiente ecuación: Tasa de formación Tasa de desaparición Tasa de desintegración (Ec. B.1) ORIGEN considera la desintegración radiactiva y la absorción neutrónica (captura y fisión) como los procesos que aparecen en el lado derecho de la (Ec. B.1). La variación de

12 Pág. 12 Memoria concentración de un nucleido Ni en función del tiempo y sometida a estos procesos se puede describir a partir de la siguiente expresión:,,,, (Ec. B.2) Donde (i=1, I) y: γ σ, N tasa de formación del núcleo N i debido a la fisión de todos los núcleos N j σ, N tasa de transmutación en N i debido a captura radiante en N i-1 λ N σ, N σ, N tasa de formación de N i debido a la desintegración de núcleos N i tasa de desaparición de N i por fisión tasa de desaparición de N i por absorción neutrónica exceptuando la fisión: reacciones (n,γ), (n,α), (n,p), (n,2n) y (n,3n) λ N tasa de desintegración del núcleo N i La (Ec. B.2) está escrita para un medio homogéneo que alberga un flujo neutrónico promediado en espacio y energía, donde las secciones eficaces ponderadas para fisión y captura (σ f y σ c ) representan la probabilidad de ocurrencia de la reacción. El flujo es función del espacio, la energía y el tiempo. El tratamiento matemático que da ORIGEN-S al problema, consiste en asumir que el flujo promediado a espacio y energía se mantiene constante en un intervalo de tiempo t suficientemente pequeño. De forma similar, considera que las secciones eficaces promediadas pueden usarse en este intervalo. Para cualquier intervalo de tiempo dado, estas hipótesis son necesarias si se trata a la (Ec. B.2) como una ecuación diferencial lineal de primer orden. Las variaciones temporales del flujo y las secciones eficaces son simuladas en ORIGEN-S gracias a la capacidad de actualizar los valores del flujo promedio y de las secciones eficaces promediadas para cada intervalo de tiempo sucesivo. Dichos valores son obtenidos gracias al análisis de celda utilizando métodos de transporte disponibles en SCALE para actualizar las secciones eficaces que representan la geometría de la red, las condiciones y las concentraciones de nucleidos.

13 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 13 B.3. Entrada y salida de datos de la simulación en ORIGEN-S Para el caso particular expuesto en este proyecto (elementos combustibles de diferentes épocas almacenados en la piscina de combustible gastado), ORIGEN-S ha permitido caracterizar elementos combustibles gastados de diferentes épocas y en diferentes instantes de tiempo de su vida. Para ello se ha simulado la irradiación de dichos elementos en el seno del reactor y su posterior vida de decaimiento. Por medio de un archivo de entrada (input) se especifican los parámetros del combustible que va a ser irradiado (materiales y composición elemental) y las condiciones en las que lo va a hacer (grado de quemado, flujo neutrónico, tiempo de irradiación, etc). La composición isotópica del combustible fresco se ingresa por medio de las densidades homogeneizadas del combustible (particularmente se han escogido las unidades de gramos). ORIGEN-S considera al elemento combustible como una mezcla homogénea de todos los elementos que lo componen, desde el propio combustible hasta el material estructural. Se especifica la potencia térmica normalizada a la base escogida (en este caso, por elemento combustible) y el periodo de irradiación necesario para alcanzar el grado de quemado deseado. El periodo de irradiación puede dividirse en varios intervalos que serán utilizados por ORIGEN-S para calcular la salida de datos en dichos instantes de tiempo, mostrando la evolución temporal del combustible durante su irradiación. También permite simular el periodo posterior a la irradiación, el cual debe especificarse en varios instantes de tiempo para conocer la evolución del elemento de combustible gastado durante su periodo de decaimiento. Una vez introducidos los datos, ORIGEN-S simula este proceso y calcula, según lo dispuesto en la sección anterior, las concentraciones de todos los isótopos producidos por fisión y activación para cada instante de tiempo definido para el periodo de irradiación. De forma similar, calcula las concentraciones de todos los isótopos presentes al final del periodo de irradiación y de los que aparecen por desintegración de otros para cada instante de tiempo definido para el periodo de decaimiento. Mediante las concentraciones de dichos isótopos, sus vidas medias y sus parámetros de emisión de neutrones y fotones, ORIGEN-S calcula las tasas de emisión de fotones y neutrones para cada instante de tiempo definido. Para ello, el código posee librerías con los datos de todos los isótopos del inventario de fisión y otros elementos de la tabla periódica. No obstante, en la realización de los cálculos es posible establecer unos umbrales para tener en cuenta únicamente los isótopos que son significativos en cuanto a concentración o radiación emitida. A continuación (Fig. B.1, p. 14) se muestra, a modo de ejemplo, el input correspondiente a la irradiación de combustible PWR 17x17 enriquecido al 4,6 % con un grado de quemado de MWd/tU, lo que corresponde a un elemento combustible de la actualidad. El cálculo del tiempo de irradiación y la potencia térmica se muestra en el capítulo C.1.

14 Pág. 14 Memoria =origens 0$$ a5 28 e 1$$ 1 1t PWR actualidad 3$$ a4-82 a16 2 a33-82 e 4** e 2t 35$$ 0 4t 56$$ 10 a e 57** a e 5t PWR - 4.6% enriched U fuel assembly 58** 10r ** 8i $$ 2 a5 2 a9 2 e 73$$ ** $$ 60r1 2r2 t 56$$ 0 10 a10 10 a14 5 a17 2 e 5t 60** $$ 3z 1 2z 1 2z 1 14z 1 2z 1 2z 1 14z 1 2z 1 2z 1 e 61** 5r $$ e 82$$ f2 6t 56$$ f0 t end Fig. B.1. Archivo de entrada de ORIGEN-S para el caso de de un EC actual y B= MWd/tU En la salida de datos se presenta la concentración de todos los isótopos disponibles durante los periodos de irradiación y decaimiento definidos. También se muestra la radioactividad (en Ci) de todos los isótopos radiactivos en dichos instantes de tiempo, así como la potencia térmica (en W) que generan al desintegrarse. La parte más interesante para este proyecto es la posibilidad de obtener los espectros energéticos de las partículas producidas por reacciones y desintegraciones de los

15 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 15 radioisótopos considerados. Así, la salida de datos presenta el espectro de emisión de neutrones y de fotones gamma para el elemento combustible en los instantes de tiempo definidos. En relación a la fuente de neutrones, el código determina 3 vías de emisión: las reacciones (α,n), la fisión espontánea de algunos radionucleidos y los neutrones retardados. Las reacciones (α,n) son producidas por la desintegración de los transuránidos (radioemisores alfa). Cuando las partículas alfa emitidas en la desintegración colisionan con algunos nucleidos específicos, se produce dicha reacción en la cual la partícula alfa expulsa al neutrón emitido del núcleo. ORIGEN-S realiza un listado de todos los nucleidos con probabilidad de desintegrarse por vía alfa y de aquellos nucleidos con secciones eficaces (α,n) significativas, evaluando los neutrones producidos por cada uno de los pares emisorreceptor. En el archivo de salida (output) se presenta en detalle dicho procedimiento y se detalla el espectro de neutrones obtenido por esta vía. De forma similar se genera el espectro de emisión de neutrones por fisión espontánea, teniendo en cuenta el número medio de neutrones por fisión espontánea que emite cada radionucleido. Por último evalúa la vía de los neutrones retardados, emitidos por aquellos radionucleidos que se desintegran emitiendo un neutrón. Una vez obtenidos los 3 términos fuente para la emisión de neutrones, el código presenta el espectro de emisión total de neutrones. Todos los resultados están normalizados a la unidad de la base que se haya establecido, en este caso, un elemento combustible (EC). De esta forma y según lo dispuesto, el espectro de emisión total se presenta en [n s -1 EC -1 ]. Si se desea obtener la tasa de emisión total para varios elementos combustibles, únicamente hay que considerar la cantidad de elementos combustibles presentes. El espectro de emisión de fotones gamma es obtenido de forma similar. El número de grupos de energía es definido por el usuario en el archivo de entrada. En este caso se han considerado 27 grupos de energía para neutrones y 19 grupos de energía para fotones. Existen diversas librerías estándar que permiten determinar el término fuente con diferentes agrupaciones de energía predeterminadas, tanto para fotones como para neutrones. B.4. Resultados de las simulaciones (salida de datos) A continuación se presenta de forma tabulada la salida de datos obtenida para cada elemento combustible simulado. Únicamente se muestran aquellos datos que son de interés o que han sido utilizados durante la realización del proyecto.

16 Pág. 16 Memoria B.4.1. Tasa de emisión de fotones gamma (espectro por grupos) B Elementos combustibles de la primera época Tabla B.1. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=3,27% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 0,01 0,045 7,52E+16 9,78E+15 1,27E+15 6,46E+14 5,02E ,045 0,1 2,92E+16 3,77E+15 4,42E+14 2,19E+14 1,74E ,1 0,2 3,68E+16 3,26E+15 3,02E+14 1,26E+14 9,34E ,2 0,3 1,37E+16 8,21E+14 8,50E+13 3,79E+13 2,89E ,3 0,4 1,44E+16 6,44E+14 6,08E+13 2,56E+13 1,99E ,4 0,6 4,57E+16 3,71E+15 6,62E+14 3,93E+13 1,51E ,6 0,8 7,45E+16 6,57E+15 2,07E+15 1,16E+15 9,05E ,8 1,0 1,11E+16 1,16E+15 2,78E+14 2,06E+13 6,75E ,0 1,33 3,55E+15 8,99E+14 4,16E+14 1,13E+14 3,39E ,33 1,66 2,07E+16 3,06E+14 1,22E+14 2,87E+13 7,96E ,66 2,0 3,98E+14 1,87E+13 1,11E+12 6,65E+10 5,08E ,0 2,5 8,34E+14 7,18E+13 2,39E+12 4,85E+09 2,76E ,5 3,0 6,41E+14 1,24E+12 7,89E+10 2,18E+08 1,25E ,0 4,0 5,39E+12 1,11E+11 7,27E+09 1,76E+07 6,67E , ,80E+06 6,39E+06 4,72E+06 3,25E+06 2,25E ,0 6,5 3,93E+06 2,56E+06 1,89E+06 1,30E+06 9,01E ,5 8,0 7,71E+05 5,03E+05 3,71E+05 2,56E+05 1,77E ,0 10,0 1,69E+05 1,10E+05 8,14E+04 5,60E+04 3,87E ,0 20,0 3,10E+03 2,02E+03 1,50E+03 1,03E+03 7,11E+02

17 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 17 Tabla B.1. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=3,27% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 0,01 0,045 3,54E+14 2,26E+14 1,64E+14 1,33E+14 9,85E ,045 0,1 1,28E+14 8,76E+13 6,76E+13 5,76E+13 4,63E ,1 0,2 6,26E+13 3,78E+13 2,61E+13 2,04E+13 1,42E ,2 0,3 1,96E+13 1,19E+13 8,26E+12 6,49E+12 4,52E ,3 0,4 1,37E+13 8,36E+12 5,79E+12 4,53E+12 3,14E ,4 0,6 9,45E+12 5,62E+12 3,86E+12 3,01E+12 2,08E ,6 0,8 6,38E+14 4,01E+14 2,84E+14 2,25E+14 1,59E ,8 1,0 2,94E+12 1,33E+12 8,35E+11 6,37E+11 4,38E ,0 1,33 6,64E+12 1,30E+12 5,92E+11 4,03E+11 2,51E ,33 1,66 1,34E+12 2,20E+11 1,01E+11 7,06E+10 4,57E ,66 2,0 3,49E+10 2,12E+10 1,47E+10 1,15E+10 7,92E ,0 2,5 1,81E+09 1,09E+09 7,55E+08 5,90E+08 4,08E ,5 3,0 1,06E+08 8,60E+07 7,35E+07 6,64E+07 5,70E ,0 4,0 3,88E+06 1,96E+06 1,23E+06 9,32E+05 6,51E , ,31E+06 6,61E+05 4,14E+05 3,13E+05 2,18E ,0 6,5 5,25E+05 2,65E+05 1,66E+05 1,25E+05 8,70E ,5 8,0 1,03E+05 5,18E+04 3,24E+04 2,45E+04 1,70E ,0 10,0 2,25E+04 1,13E+04 7,08E+03 5,34E+03 3,71E ,0 20,0 4,13E+02 2,08E+02 1,30E+02 9,80E+01 6,79E+01

18 Pág. 18 Memoria 10 días 5 años 15 años 25 años 60 años Tas a de emisión [γ/s] 1,00E+17 1,00E+16 1,00E+15 1,00E+14 1,00E+13 1,00E+12 1,00E+11 1,00E+10 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E Grupo energético Fig. B.2. Representación de la tasa de emisión gamma para diferentes periodos de enfriamiento

19 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 19 B Elementos combustibles de la segunda época Tabla B.2. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,19% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 0,01 0,045 8,31E+16 1,13E+16 1,59E+15 8,34E+14 6,47E ,045 0,1 3,30E+16 4,32E+15 5,49E+14 2,81E+14 2,23E ,1 0,2 4,02E+16 3,72E+15 3,72E+14 1,63E+14 1,22E ,2 0,3 1,50E+16 9,39E+14 1,05E+14 4,94E+13 3,76E ,3 0,4 1,56E+16 7,34E+14 7,45E+13 3,33E+13 2,59E ,4 0,6 5,06E+16 4,77E+15 9,04E+14 5,31E+13 1,97E ,6 0,8 8,21E+16 8,19E+15 2,71E+15 1,48E+15 1,15E ,8 1,0 1,27E+16 1,59E+15 3,90E+14 2,78E+13 8,84E ,0 1,33 4,39E+15 1,03E+15 4,75E+14 1,29E+14 3,93E ,33 1,66 2,24E+16 3,63E+14 1,41E+14 3,24E+13 9,01E ,66 2,0 5,03E+14 2,12E+13 1,27E+12 8,65E+10 6,62E ,0 2,5 1,03E+15 8,11E+13 2,70E+12 6,05E+09 3,57E ,5 3,0 6,93E+14 1,40E+12 8,94E+10 3,08E+08 2,00E ,0 4,0 5,83E+12 1,26E+11 8,25E+09 2,55E+07 1,14E , ,52E+07 1,06E+07 8,12E+06 5,57E+06 3,84E ,0 6,5 6,11E+06 4,27E+06 3,26E+06 2,24E+06 1,54E ,5 8,0 1,20E+06 8,37E+05 6,39E+05 4,39E+05 3,02E ,0 10,0 2,62E+05 1,83E+05 1,40E+05 9,61E+04 6,62E ,0 20,0 4,82E+03 3,37E+03 2,57E+03 1,77E+03 1,22E+03

20 Pág. 20 Memoria Tabla B.2. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,19% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 0,01 0,045 4,54E+14 2,88E+14 2,08E+14 1,68E+14 1,24E ,045 0,1 1,62E+14 1,09E+14 8,31E+13 7,02E+13 5,57E ,1 0,2 8,14E+13 4,91E+13 3,40E+13 2,66E+13 1,85E ,2 0,3 2,56E+13 1,55E+13 1,08E+13 8,46E+12 5,90E ,3 0,4 1,78E+13 1,09E+13 7,54E+12 5,90E+12 4,09E ,4 0,6 1,23E+13 7,32E+12 5,02E+12 3,92E+12 2,71E ,6 0,8 8,11E+14 5,10E+14 3,61E+14 2,86E+14 2,02E ,8 1,0 3,83E+12 1,72E+12 1,08E+12 8,24E+11 5,65E ,0 1,33 7,98E+12 1,64E+12 7,64E+11 5,23E+11 3,27E ,33 1,66 1,56E+12 2,73E+11 1,29E+11 9,14E+10 5,95E ,66 2,0 4,54E+10 2,77E+10 1,91E+10 1,49E+10 1,03E ,0 2,5 2,36E+09 1,43E+09 9,84E+08 7,69E+08 5,32E ,5 3,0 1,70E+08 1,37E+08 1,17E+08 1,05E+08 9,05E ,0 4,0 6,59E+06 3,27E+06 2,01E+06 1,50E+06 1,01E , ,22E+06 1,10E+06 6,78E+05 5,03E+05 3,39E ,0 6,5 8,91E+05 4,42E+05 2,72E+05 2,01E+05 1,36E ,5 8,0 1,75E+05 8,66E+04 5,31E+04 3,94E+04 2,65E ,0 10,0 3,83E+04 1,90E+04 1,16E+04 8,61E+03 5,79E ,0 20,0 7,03E+02 3,48E+02 2,13E+02 1,58E+02 1,06E+02

21 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [γ/s] 1,00E+17 1,00E+16 1,00E+15 1,00E+14 1,00E+13 1,00E+12 1,00E+11 1,00E+10 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E Grupo energético Fig. B.3. Representación de la tasa de emisión gamma para diferentes periodos de enfriamiento

22 Pág. 22 Memoria B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.3. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 0,01 0,045 7,20E+16 6,02E+15 6,11E+14 3,13E+14 2,43E ,045 0,1 2,62E+16 2,26E+15 2,14E+14 1,08E+14 8,41E ,1 0,2 3,42E+16 2,13E+15 1,50E+14 6,21E+13 4,76E ,2 0,3 1,09E+16 4,83E+14 4,12E+13 1,94E+13 1,50E ,3 0,4 1,47E+16 3,77E+14 3,04E+13 1,37E+13 1,06E ,4 0,6 3,92E+16 9,20E+14 1,25E+14 1,28E+13 7,46E ,6 0,8 8,49E+16 3,77E+15 7,17E+14 4,90E+14 3,86E ,8 1,0 1,04E+16 2,25E+14 4,41E+13 4,36E+12 2,04E ,0 1,33 1,15E+15 1,02E+14 1,76E+13 4,88E+12 2,25E ,33 1,66 2,44E+16 5,07E+13 5,78E+12 8,34E+11 3,35E ,66 2,0 1,56E+14 7,84E+12 3,98E+11 3,52E+10 2,72E ,0 2,5 4,56E+14 5,46E+13 1,65E+12 2,17E+09 1,40E ,5 3,0 7,74E+14 3,61E+11 2,18E+10 3,10E+07 8,26E ,0 4,0 6,33E+12 2,93E+10 1,92E+09 2,17E+06 6,46E , ,54E+04 4,12E+04 2,48E+04 2,24E+04 2,08E ,0 6,5 3,82E+04 1,65E+04 9,88E+03 8,92E+03 8,27E ,5 8,0 7,47E+03 3,22E+03 1,93E+03 1,74E+03 1,61E ,0 10,0 1,63E+03 7,04E+02 4,21E+02 3,79E+02 3,50E ,0 20,0 3,00E+01 1,29E+01 7,72E+00 6,94E+00 6,41E+00

23 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 23 Tabla B.3. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 0,01 0,045 1,69E+14 1,05E+14 7,39E+13 5,86E+13 4,16E ,045 0,1 5,90E+13 3,72E+13 2,67E+13 2,15E+13 1,57E ,1 0,2 3,26E+13 1,98E+13 1,37E+13 1,07E+13 7,41E ,2 0,3 1,03E+13 6,29E+12 4,35E+12 3,40E+12 2,35E ,3 0,4 7,35E+12 4,49E+12 3,10E+12 2,43E+12 1,68E ,4 0,6 4,97E+12 3,00E+12 2,07E+12 1,62E+12 1,12E ,6 0,8 2,72E+14 1,72E+14 1,21E+14 9,62E+13 6,80E ,8 1,0 1,15E+12 6,40E+11 4,38E+11 3,46E+11 2,47E ,0 1,33 9,26E+11 4,06E+11 2,53E+11 1,91E+11 1,29E ,33 1,66 1,43E+11 6,97E+10 4,58E+10 3,52E+10 2,41E ,66 2,0 1,88E+10 1,15E+10 7,92E+09 6,19E+09 4,28E ,0 2,5 9,63E+08 5,89E+08 4,07E+08 3,18E+08 2,20E ,5 3,0 7,15E+06 5,88E+06 5,07E+06 4,59E+06 3,96E ,0 4,0 5,78E+04 5,45E+04 5,31E+04 5,25E+04 5,19E , ,93E+04 1,81E+04 1,77E+04 1,75E+04 1,73E ,0 6,5 7,64E+03 7,19E+03 7,01E+03 6,92E+03 6,84E ,5 8,0 1,48E+03 1,40E+03 1,36E+03 1,34E+03 1,33E ,0 10,0 3,23E+02 3,03E+02 2,95E+02 2,92E+02 2,88E ,0 20,0 5,91E+00 5,55E+00 5,40E+00 5,34E+00 5,27E+00

24 Pág. 24 Memoria 10 días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [γ/s] 1,00E+17 1,00E+16 1,00E+15 1,00E+14 1,00E+13 1,00E+12 1,00E+11 1,00E+10 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E+01 1,00E Grupo energético Fig. B.4. Representación de la tasa de emisión gamma para diferentes periodos de enfriamiento

25 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 25 B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.4. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 0,01 0,045 7,84E+16 9,04E+15 1,12E+15 5,92E+14 4,61E ,045 0,1 3,00E+16 3,44E+15 3,89E+14 2,03E+14 1,61E ,1 0,2 3,73E+16 3,12E+15 2,67E+14 1,17E+14 8,88E ,2 0,3 1,27E+16 7,39E+14 7,47E+13 3,61E+13 2,78E ,3 0,4 1,52E+16 5,78E+14 5,40E+13 2,50E+13 1,94E ,4 0,6 4,40E+16 2,37E+15 4,05E+14 3,01E+13 1,42E ,6 0,8 8,49E+16 5,56E+15 1,59E+15 9,74E+14 7,62E ,8 1,0 1,12E+16 7,10E+14 1,66E+14 1,36E+13 5,09E ,0 1,33 2,03E+15 2,26E+14 5,11E+13 1,46E+13 6,50E ,33 1,66 2,34E+16 1,05E+14 1,69E+13 2,19E+12 8,14E ,66 2,0 2,64E+14 1,40E+13 7,85E+11 6,46E+10 4,97E ,0 2,5 6,52E+14 7,49E+13 2,35E+12 3,94E+09 2,54E ,5 3,0 7,37E+14 7,91E+11 4,94E+10 1,10E+08 5,60E ,0 4,0 6,09E+12 6,83E+10 4,47E+09 6,01E+06 8,15E , ,82E+06 8,70E+05 5,29E+05 3,76E+05 2,72E ,0 6,5 7,29E+05 3,49E+05 2,12E+05 1,51E+05 1,09E ,5 8,0 1,43E+05 6,84E+04 4,16E+04 2,95E+04 2,13E ,0 10,0 3,13E+04 1,50E+04 9,10E+03 6,46E+03 4,66E ,0 20,0 5,74E+02 2,75E+02 1,67E+02 1,19E+02 8,56E+01

26 Pág. 26 Memoria Tabla B.4. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 0,01 0,045 3,22E+14 2,03E+14 1,45E+14 1,16E+14 8,43E ,045 0,1 1,15E+14 7,57E+13 5,63E+13 4,67E+13 3,60E ,1 0,2 6,01E+13 3,64E+13 2,51E+13 1,97E+13 1,36E ,2 0,3 1,90E+13 1,15E+13 7,96E+12 6,23E+12 4,31E ,3 0,4 1,34E+13 8,18E+12 5,66E+12 4,43E+12 3,06E ,4 0,6 9,15E+12 5,49E+12 3,78E+12 2,95E+12 2,04E ,6 0,8 5,38E+14 3,38E+14 2,39E+14 1,90E+14 1,34E ,8 1,0 2,48E+12 1,25E+12 8,31E+11 6,50E+11 4,63E ,0 1,33 2,39E+12 8,76E+11 5,01E+11 3,66E+11 2,40E ,33 1,66 3,13E+11 1,37E+11 8,62E+10 6,54E+10 4,42E ,66 2,0 3,42E+10 2,09E+10 1,44E+10 1,13E+10 7,79E ,0 2,5 1,75E+09 1,07E+09 7,40E+08 5,79E+08 4,00E ,5 3,0 4,83E+07 3,96E+07 3,40E+07 3,08E+07 2,65E ,0 4,0 5,21E+05 3,21E+05 2,45E+05 2,13E+05 1,83E , ,75E+05 1,08E+05 8,17E+04 7,10E+04 6,09E ,0 6,5 6,99E+04 4,28E+04 3,25E+04 2,82E+04 2,41E ,5 8,0 1,37E+04 8,34E+03 6,31E+03 5,47E+03 4,68E ,0 10,0 2,98E+03 1,82E+03 1,37E+03 1,19E+03 1,02E ,0 20,0 5,47E+01 3,33E+01 2,52E+01 2,18E+01 1,86E+01

27 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág días 5 años 15 años 25 años 60 años Tas de emisión [γ/s] 1,00E+17 1,00E+16 1,00E+15 1,00E+14 1,00E+13 1,00E+12 1,00E+11 1,00E+10 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E Grupo energético Fig. B.5. Representación de la tasa de emisión gamma para diferentes periodos de enfriamiento

28 Pág. 28 Memoria B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.5. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 0,01 0,045 8,46E+16 1,20E+16 1,82E+15 9,77E+14 7,58E ,045 0,1 3,43E+16 4,62E+15 6,27E+14 3,27E+14 2,58E ,1 0,2 4,08E+16 3,92E+15 4,24E+14 1,91E+14 1,42E ,2 0,3 1,55E+16 1,00E+15 1,20E+14 5,78E+13 4,40E ,3 0,4 1,57E+16 7,84E+14 8,44E+13 3,87E+13 3,01E ,4 0,6 5,28E+16 5,91E+15 1,17E+15 6,59E+13 2,32E ,6 0,8 8,26E+16 9,63E+15 3,33E+15 1,76E+15 1,37E ,8 1,0 1,36E+16 2,06E+15 5,11E+14 3,52E+13 1,08E ,0 1,33 4,43E+15 4,76E+14 1,28E+14 3,55E+13 1,53E ,33 1,66 2,19E+16 2,25E+14 4,58E+13 5,20E+12 1,75E ,66 2,0 6,06E+14 2,34E+13 1,43E+12 1,01E+11 7,70E ,0 2,5 1,19E+15 8,28E+13 2,80E+12 6,21E+09 3,96E ,5 3,0 6,81E+14 1,59E+12 1,02E+11 4,31E+08 3,01E ,0 4,0 5,77E+12 1,43E+11 9,40E+09 4,23E+07 2,21E , ,64E+07 2,00E+07 1,58E+07 1,08E+07 7,45E ,0 6,5 1,06E+07 8,02E+06 6,33E+06 4,34E+06 2,99E ,5 8,0 2,08E+06 1,57E+06 1,24E+06 8,52E+05 5,86E ,0 10,0 4,54E+05 3,44E+05 2,72E+05 1,87E+05 1,28E ,0 20,0 8,35E+03 6,33E+03 5,00E+03 3,43E+03 2,36E+03

29 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 29 Tabla B.5. Tasa de emisión gamma para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE FOTONES GAMMA [γ/s] Grupo Energías [MeV] Tiempo tras la descarga 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 0,01 0,045 5,31E+14 3,37E+14 2,42E+14 1,96E+14 1,44E ,045 0,1 1,87E+14 1,26E+14 9,52E+13 8,01E+13 6,32E ,1 0,2 9,50E+13 5,74E+13 3,97E+13 3,11E+13 2,17E ,2 0,3 2,99E+13 1,82E+13 1,26E+13 9,92E+12 6,94E ,3 0,4 2,07E+13 1,27E+13 8,77E+12 6,87E+12 4,76E ,4 0,6 1,43E+13 8,52E+12 5,84E+12 4,56E+12 3,15E ,6 0,8 9,62E+14 6,05E+14 4,28E+14 3,39E+14 2,40E ,8 1,0 4,66E+12 2,13E+12 1,37E+12 1,06E+12 7,60E ,0 1,33 5,16E+12 1,64E+12 8,57E+11 6,02E+11 3,80E ,33 1,66 6,03E+11 2,32E+11 1,39E+11 1,03E+11 6,88E ,66 2,0 5,29E+10 3,22E+10 2,22E+10 1,74E+10 1,20E ,0 2,5 2,72E+09 1,66E+09 1,15E+09 8,96E+08 6,19E ,5 3,0 2,54E+08 2,04E+08 1,74E+08 1,56E+08 1,34E ,0 4,0 1,27E+07 6,25E+06 3,80E+06 2,80E+06 1,85E , ,29E+06 2,11E+06 1,28E+06 9,41E+05 6,22E ,0 6,5 1,72E+06 8,46E+05 5,13E+05 3,77E+05 2,49E ,5 8,0 3,37E+05 1,66E+05 1,01E+05 7,38E+04 4,87E ,0 10,0 7,39E+04 3,63E+04 2,20E+04 1,62E+04 1,07E ,0 20,0 1,36E+03 6,67E+02 4,04E+02 2,97E+02 1,96E+02

30 Pág. 30 Memoria 10 días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [γ/s] 1,00E+17 1,00E+16 1,00E+15 1,00E+14 1,00E+13 1,00E+12 1,00E+11 1,00E+10 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E Grupo energético Fig. B.6. Representación de la tasa de emisión gamma para diferentes periodos de enfriamiento

31 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 31 B.4.2. Tasa de emisión de neutrones (espectro por grupos) B Elementos combustibles de la primera época Tabla B.6. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=3,27% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 1,00E-11-1,00E-08 5,19E-04 1,78E-04 7,15E-05 4,92E-05 3,42E ,00E-08-3,00E-08 7,42E-04 3,68E-04 2,28E-04 1,57E-04 1,08E ,00E-08-5,00E-08 8,26E-04 4,63E-04 3,14E-04 2,16E-04 1,49E ,00E-08-1,00E-07 2,48E-03 1,49E-03 1,05E-03 7,25E-04 5,01E ,00E-07-2,25E-07 8,34E-03 5,29E-03 3,85E-03 2,65E-03 1,84E ,25E-07-3,25E-07 8,43E-03 5,46E-03 4,02E-03 2,77E-03 1,92E ,25E-07-4,14E-07 8,70E-03 5,63E-03 4,14E-03 2,85E-03 1,98E ,14E-07-8,00E-07 4,80E-02 3,11E-02 2,29E-02 1,58E-02 1,09E ,00E-07-1,00E-06 3,00E-02 1,96E-02 1,45E-02 9,96E-03 6,89E ,00E-06-1,13E-06 2,04E-02 1,33E-02 9,85E-03 6,78E-03 4,69E ,13E-06-1,30E-06 3,03E-02 1,98E-02 1,47E-02 1,01E-02 6,98E ,30E-06-1,86E-06 1,09E-01 7,16E-02 5,31E-02 3,65E-02 2,53E ,86E-06-3,06E-06 2,93E-01 1,93E-01 1,43E-01 9,85E-02 6,81E ,06E-06-1,07E-05 3,04E+00 2,01E+00 1,50E+00 1,03E+00 7,11E ,07E-05-2,90E-05 1,25E+01 8,28E+00 6,16E+00 4,24E+00 2,93E ,90E-05-1,01E-04 9,03E+01 5,93E+01 4,40E+01 3,04E+01 2,11E ,01E-04-5,83E-04 1,36E+03 8,96E+02 6,65E+02 4,59E+02 3,19E ,83E-04-3,04E-03 1,59E+04 1,05E+04 7,79E+03 5,38E+03 3,73E ,04E-03-1,50E-02 1,74E+05 1,15E+05 8,50E+04 5,87E+04 4,08E ,50E-02-1,11E-01 3,56E+06 2,34E+06 1,73E+06 1,20E+06 8,30E ,11E-01-4,08E-01 2,03E+07 1,33E+07 9,90E+06 6,83E+06 4,73E ,08E-01-9,07E-01 4,42E+07 2,90E+07 2,15E+07 1,48E+07 1,03E ,07E-01-1,42E+00 4,58E+07 2,99E+07 2,21E+07 1,53E+07 1,06E ,42E+00-1,83E+00 3,26E+07 2,10E+07 1,55E+07 1,07E+07 7,47E ,83E+00-3,01E+00 7,42E+07 4,61E+07 3,33E+07 2,34E+07 1,65E ,01E+00-6,38E+00 6,43E+07 3,99E+07 2,88E+07 2,00E+07 1,40E ,38E+00-2,00E+01 5,70E+06 3,84E+06 2,88E+06 1,97E+06 1,36E+06

32 Pág. 32 Memoria Tabla B.6. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=3,27% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 1,00E-11-1,00E-08 2,01E-05 1,04E-05 6,65E-06 5,12E-06 3,69E ,00E-08-3,00E-08 6,30E-05 3,17E-05 1,98E-05 1,49E-05 1,04E ,00E-08-5,00E-08 8,65E-05 4,34E-05 2,71E-05 2,03E-05 1,40E ,00E-08-1,00E-07 2,91E-04 1,46E-04 9,07E-05 6,81E-05 4,69E ,00E-07-2,25E-07 1,07E-03 5,45E-04 3,45E-04 2,63E-04 1,86E ,25E-07-3,25E-07 1,12E-03 5,74E-04 3,65E-04 2,79E-04 1,99E ,25E-07-4,14E-07 1,15E-03 5,88E-04 3,73E-04 2,85E-04 2,02E ,14E-07-8,00E-07 6,36E-03 3,23E-03 2,04E-03 1,55E-03 1,09E ,00E-07-1,00E-06 4,02E-03 2,03E-03 1,28E-03 9,71E-04 6,81E ,00E-06-1,13E-06 2,73E-03 1,38E-03 8,69E-04 6,58E-04 4,61E ,13E-06-1,30E-06 4,06E-03 2,05E-03 1,29E-03 9,78E-04 6,84E ,30E-06-1,86E-06 1,47E-02 7,42E-03 4,66E-03 3,52E-03 2,46E ,86E-06-3,06E-06 3,96E-02 2,00E-02 1,25E-02 9,45E-03 6,57E ,06E-06-1,07E-05 4,13E-01 2,08E-01 1,30E-01 9,77E-02 6,77E ,07E-05-2,90E-05 1,70E+00 8,53E-01 5,31E-01 3,99E-01 2,76E ,90E-05-1,01E-04 1,24E+01 6,43E+00 4,14E+00 3,20E+00 2,30E ,01E-04-5,83E-04 1,87E+02 9,59E+01 6,13E+01 4,70E+01 3,35E ,83E-04-3,04E-03 2,19E+03 1,12E+03 7,13E+02 5,46E+02 3,88E ,04E-03-1,50E-02 2,39E+04 1,23E+04 7,85E+03 6,03E+03 4,30E ,50E-02-1,11E-01 4,87E+05 2,50E+05 1,60E+05 1,23E+05 8,76E ,11E-01-4,08E-01 2,77E+06 1,42E+06 9,02E+05 6,90E+05 4,89E ,08E-01-9,07E-01 6,02E+06 3,07E+06 1,95E+06 1,49E+06 1,05E ,07E-01-1,42E+00 6,21E+06 3,19E+06 2,04E+06 1,56E+06 1,12E ,42E+00-1,83E+00 4,44E+06 2,33E+06 1,53E+06 1,19E+06 8,79E ,83E+00-3,01E+00 1,01E+07 5,64E+06 3,91E+06 3,19E+06 2,50E ,01E+00-6,38E+00 8,33E+06 4,41E+06 2,91E+06 2,29E+06 1,70E ,38E+00-2,00E+01 7,79E+05 3,81E+05 2,29E+05 1,67E+05 1,09E+05

33 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [n/s] 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E+01 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 1,00E-03 1,00E-04 1,00E Grupos energético Fig. B.7. Representación de la tasa de emisión de neutrones para diferentes periodos de enfriamiento

34 Pág. 34 Memoria B Elementos combustibles de la segunda época Tabla B.7. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,19% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 1,00E-11-1,00E-08 7,20E-04 2,69E-04 1,23E-04 8,49E-05 5,89E ,00E-08-3,00E-08 1,09E-03 5,93E-04 3,93E-04 2,70E-04 1,86E ,00E-08-5,00E-08 1,24E-03 7,59E-04 5,41E-04 3,71E-04 2,56E ,00E-08-1,00E-07 3,79E-03 2,47E-03 1,82E-03 1,25E-03 8,59E ,00E-07-2,25E-07 1,29E-02 8,78E-03 6,63E-03 4,55E-03 3,14E ,25E-07-3,25E-07 1,31E-02 9,08E-03 6,91E-03 4,75E-03 3,28E ,25E-07-4,14E-07 1,35E-02 9,36E-03 7,12E-03 4,89E-03 3,38E ,14E-07-8,00E-07 7,46E-02 5,17E-02 3,94E-02 2,70E-02 1,87E ,00E-07-1,00E-06 4,67E-02 3,26E-02 2,49E-02 1,71E-02 1,18E ,00E-06-1,13E-06 3,17E-02 2,22E-02 1,70E-02 1,16E-02 8,03E ,13E-06-1,30E-06 4,71E-02 3,30E-02 2,52E-02 1,73E-02 1,20E ,30E-06-1,86E-06 1,70E-01 1,19E-01 9,14E-02 6,27E-02 4,33E ,86E-06-3,06E-06 4,57E-01 3,22E-01 2,47E-01 1,69E-01 1,17E ,06E-06-1,07E-05 4,74E+00 3,36E+00 2,58E+00 1,77E+00 1,22E ,07E-05-2,90E-05 1,95E+01 1,38E+01 1,06E+01 7,29E+00 5,02E ,90E-05-1,01E-04 1,41E+02 9,89E+01 7,58E+01 5,22E+01 3,61E ,01E-04-5,83E-04 2,12E+03 1,49E+03 1,15E+03 7,88E+02 5,45E ,83E-04-3,04E-03 2,48E+04 1,75E+04 1,34E+04 9,23E+03 6,38E ,04E-03-1,50E-02 2,71E+05 1,91E+05 1,46E+05 1,01E+05 6,97E ,50E-02-1,11E-01 5,54E+06 3,90E+06 2,98E+06 2,05E+06 1,42E ,11E-01-4,08E-01 3,17E+07 2,23E+07 1,70E+07 1,17E+07 8,10E ,08E-01-9,07E-01 6,88E+07 4,84E+07 3,70E+07 2,55E+07 1,76E ,07E-01-1,42E+00 7,12E+07 4,98E+07 3,80E+07 2,62E+07 1,81E ,42E+00-1,83E+00 5,06E+07 3,49E+07 2,66E+07 1,83E+07 1,27E ,83E+00-3,01E+00 1,14E+08 7,62E+07 5,71E+07 3,97E+07 2,79E ,01E+00-6,38E+00 9,88E+07 6,61E+07 4,95E+07 3,42E+07 2,38E ,38E+00-2,00E+01 8,94E+06 6,43E+06 4,96E+06 3,40E+06 2,33E+06

35 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 35 Tabla B.7. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,19% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 1,00E-11-1,00E-08 3,45E-05 1,76E-05 1,13E-05 8,62E-06 6,15E ,00E-08-3,00E-08 1,08E-04 5,37E-05 3,31E-05 2,47E-05 1,68E ,00E-08-5,00E-08 1,48E-04 7,34E-05 4,51E-05 3,35E-05 2,26E ,00E-08-1,00E-07 4,96E-04 2,46E-04 1,51E-04 1,12E-04 7,51E ,00E-07-2,25E-07 1,82E-03 9,08E-04 5,62E-04 4,20E-04 2,87E ,25E-07-3,25E-07 1,90E-03 9,52E-04 5,91E-04 4,43E-04 3,04E ,25E-07-4,14E-07 1,96E-03 9,78E-04 6,06E-04 4,53E-04 3,10E ,14E-07-8,00E-07 1,08E-02 5,38E-03 3,33E-03 2,48E-03 1,69E ,00E-07-1,00E-06 6,82E-03 3,40E-03 2,09E-03 1,56E-03 1,06E ,00E-06-1,13E-06 4,64E-03 2,31E-03 1,42E-03 1,06E-03 7,19E ,13E-06-1,30E-06 6,91E-03 3,44E-03 2,12E-03 1,58E-03 1,07E ,30E-06-1,86E-06 2,50E-02 1,24E-02 7,65E-03 5,69E-03 3,85E ,86E-06-3,06E-06 6,75E-02 3,35E-02 2,06E-02 1,53E-02 1,03E ,06E-06-1,07E-05 7,05E-01 3,49E-01 2,14E-01 1,59E-01 1,07E ,07E-05-2,90E-05 2,90E+00 1,44E+00 8,79E-01 6,51E-01 4,37E ,90E-05-1,01E-04 2,10E+01 1,06E+01 6,67E+00 5,04E+00 3,50E ,01E-04-5,83E-04 3,17E+02 1,59E+02 9,95E+01 7,48E+01 5,16E ,83E-04-3,04E-03 3,71E+03 1,86E+03 1,16E+03 8,72E+02 6,00E ,04E-03-1,50E-02 4,05E+04 2,04E+04 1,27E+04 9,59E+03 6,62E ,50E-02-1,11E-01 8,26E+05 4,16E+05 2,60E+05 1,95E+05 1,35E ,11E-01-4,08E-01 4,70E+06 2,36E+06 1,47E+06 1,10E+06 7,57E ,08E-01-9,07E-01 1,02E+07 5,12E+06 3,18E+06 2,38E+06 1,63E ,07E-01-1,42E+00 1,05E+07 5,30E+06 3,31E+06 2,49E+06 1,72E ,42E+00-1,83E+00 7,46E+06 3,82E+06 2,43E+06 1,86E+06 1,31E ,83E+00-3,01E+00 1,67E+07 8,94E+06 5,95E+06 4,71E+06 3,53E ,01E+00-6,38E+00 1,40E+07 7,20E+06 4,61E+06 3,53E+06 2,52E ,38E+00-2,00E+01 1,34E+06 6,50E+05 3,89E+05 2,82E+05 1,81E+05

36 Pág. 36 Memoria 10 días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [n/s] 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E+01 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 1,00E-03 1,00E-04 1,00E Grupo energético Fig. B.8. Representación de la tasa de emisión de neutrones para diferentes periodos de enfriamiento

37 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 37 B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.8. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 1,00E-11-1,00E-08 7,46E-06 1,79E-06 1,71E-07 1,31E-07 1,05E ,00E-08-3,00E-08 8,84E-06 2,71E-06 9,16E-07 7,95E-07 7,14E ,00E-08-5,00E-08 8,99E-06 3,11E-06 1,37E-06 1,20E-06 1,09E ,00E-08-1,00E-07 2,54E-05 9,51E-06 4,77E-06 4,21E-06 3,84E ,00E-07-2,25E-07 9,26E-05 4,40E-05 2,93E-05 2,73E-05 2,59E ,25E-07-3,25E-07 9,64E-05 4,92E-05 3,48E-05 3,27E-05 3,13E ,25E-07-4,14E-07 9,75E-05 4,85E-05 3,37E-05 3,15E-05 3,00E ,14E-07-8,00E-07 5,21E-04 2,51E-04 1,69E-04 1,57E-04 1,49E ,00E-07-1,00E-06 3,17E-04 1,51E-04 1,00E-04 9,25E-05 8,74E ,00E-06-1,13E-06 2,13E-04 1,01E-04 6,64E-05 6,12E-05 5,78E ,13E-06-1,30E-06 3,13E-04 1,48E-04 9,70E-05 8,93E-05 8,41E ,30E-06-1,86E-06 1,11E-03 5,20E-04 3,39E-04 3,11E-04 2,92E ,86E-06-3,06E-06 2,93E-03 1,35E-03 8,67E-04 7,92E-04 7,41E ,06E-06-1,07E-05 2,95E-02 1,32E-02 8,27E-03 7,49E-03 6,96E ,07E-05-2,90E-05 1,19E-01 5,23E-02 3,19E-02 2,87E-02 2,65E ,90E-05-1,01E-04 8,67E-01 3,77E-01 2,35E-01 2,25E-01 2,17E ,01E-04-5,83E-04 1,30E+01 5,66E+00 3,48E+00 3,27E+00 3,11E ,83E-04-3,04E-03 1,52E+02 6,62E+01 4,07E+01 3,80E+01 3,60E ,04E-03-1,50E-02 1,67E+03 7,30E+02 4,51E+02 4,23E+02 4,03E ,50E-02-1,11E-01 3,43E+04 1,50E+04 9,26E+03 8,68E+03 8,26E ,11E-01-4,08E-01 1,96E+05 8,50E+04 5,21E+04 4,85E+04 4,59E ,08E-01-9,07E-01 4,22E+05 1,82E+05 1,10E+05 1,02E+05 9,66E ,07E-01-1,42E+00 4,43E+05 1,91E+05 1,17E+05 1,10E+05 1,05E ,42E+00-1,83E+00 3,28E+05 1,44E+05 9,14E+04 8,94E+04 8,74E ,83E+00-3,01E+00 8,19E+05 3,73E+05 2,55E+05 2,69E+05 2,75E ,01E+00-6,38E+00 6,56E+05 2,68E+05 1,59E+05 1,60E+05 1,59E ,38E+00-2,00E+01 4,79E+04 1,86E+04 9,58E+03 8,08E+03 7,05E+03

38 Pág. 38 Memoria Tabla B.8. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 1,00E-11-1,00E-08 8,08E-08 6,35E-08 5,65E-08 5,34E-08 5,02E ,00E-08-3,00E-08 6,37E-07 5,82E-07 5,60E-07 5,51E-07 5,41E ,00E-08-5,00E-08 9,86E-07 9,11E-07 8,81E-07 8,68E-07 8,54E ,00E-08-1,00E-07 3,48E-06 3,23E-06 3,13E-06 3,08E-06 3,04E ,00E-07-2,25E-07 2,46E-05 2,37E-05 2,33E-05 2,31E-05 2,30E ,25E-07-3,25E-07 2,99E-05 2,90E-05 2,86E-05 2,84E-05 2,82E ,25E-07-4,14E-07 2,86E-05 2,76E-05 2,72E-05 2,71E-05 2,69E ,14E-07-8,00E-07 1,42E-04 1,36E-04 1,34E-04 1,33E-04 1,32E ,00E-07-1,00E-06 8,25E-05 7,90E-05 7,77E-05 7,71E-05 7,64E ,00E-06-1,13E-06 5,44E-05 5,21E-05 5,11E-05 5,07E-05 5,03E ,13E-06-1,30E-06 7,92E-05 7,57E-05 7,43E-05 7,36E-05 7,30E ,30E-06-1,86E-06 2,74E-04 2,62E-04 2,57E-04 2,54E-04 2,52E ,86E-06-3,06E-06 6,93E-04 6,59E-04 6,45E-04 6,39E-04 6,33E ,06E-06-1,07E-05 6,45E-03 6,09E-03 5,95E-03 5,89E-03 5,83E ,07E-05-2,90E-05 2,44E-02 2,30E-02 2,24E-02 2,21E-02 2,19E ,90E-05-1,01E-04 2,08E-01 2,00E-01 1,96E-01 1,94E-01 1,91E ,01E-04-5,83E-04 2,94E+00 2,80E+00 2,74E+00 2,70E+00 2,66E ,83E-04-3,04E-03 3,39E+01 3,22E+01 3,14E+01 3,10E+01 3,06E ,04E-03-1,50E-02 3,81E+02 3,63E+02 3,54E+02 3,50E+02 3,45E ,50E-02-1,11E-01 7,81E+03 7,44E+03 7,26E+03 7,18E+03 7,07E ,11E-01-4,08E-01 4,32E+04 4,10E+04 4,00E+04 3,95E+04 3,90E ,08E-01-9,07E-01 9,06E+04 8,59E+04 8,38E+04 8,27E+04 8,15E ,07E-01-1,42E+00 9,89E+04 9,43E+04 9,20E+04 9,09E+04 8,95E ,42E+00-1,83E+00 8,47E+04 8,18E+04 8,02E+04 7,92E+04 7,80E ,83E+00-3,01E+00 2,77E+05 2,73E+05 2,69E+05 2,66E+05 2,62E ,01E+00-6,38E+00 1,56E+05 1,51E+05 1,48E+05 1,46E+05 1,43E ,38E+00-2,00E+01 6,09E+03 5,41E+03 5,15E+03 5,03E+03 4,92E+03

39 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [n/s] 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E+01 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 1,00E-03 1,00E-04 1,00E-05 1,00E-06 1,00E-07 1,00E Grupo energético Fig. B.9. Representación de la tasa de emisión de neutrones para diferentes periodos de enfriamiento

40 Pág. 40 Memoria B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.9. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 1,00E-11-1,00E-08 1,34E-04 3,65E-05 7,73E-06 5,38E-06 3,82E ,00E-08-3,00E-08 1,65E-04 5,86E-05 2,50E-05 1,76E-05 1,26E ,00E-08-5,00E-08 1,71E-04 6,83E-05 3,45E-05 2,43E-05 1,74E ,00E-08-1,00E-07 4,88E-04 2,11E-04 1,16E-04 8,20E-05 5,88E ,00E-07-2,25E-07 1,59E-03 7,39E-04 4,39E-04 3,14E-04 2,29E ,25E-07-3,25E-07 1,58E-03 7,58E-04 4,63E-04 3,33E-04 2,45E ,25E-07-4,14E-07 1,64E-03 7,80E-04 4,74E-04 3,40E-04 2,49E ,14E-07-8,00E-07 9,01E-03 4,29E-03 2,60E-03 1,86E-03 1,36E ,00E-07-1,00E-06 5,59E-03 2,68E-03 1,64E-03 1,17E-03 8,49E ,00E-06-1,13E-06 3,78E-03 1,82E-03 1,11E-03 7,93E-04 5,76E ,13E-06-1,30E-06 5,61E-03 2,70E-03 1,65E-03 1,18E-03 8,55E ,30E-06-1,86E-06 2,02E-02 9,74E-03 5,97E-03 4,25E-03 3,08E ,86E-06-3,06E-06 5,38E-02 2,61E-02 1,61E-02 1,14E-02 8,26E ,06E-06-1,07E-05 5,55E-01 2,71E-01 1,67E-01 1,18E-01 8,54E ,07E-05-2,90E-05 2,28E+00 1,11E+00 6,85E-01 4,85E-01 3,49E ,90E-05-1,01E-04 1,66E+01 8,03E+00 4,95E+00 3,58E+00 2,64E ,01E-04-5,83E-04 2,51E+02 1,21E+02 7,46E+01 5,37E+01 3,94E ,83E-04-3,04E-03 2,92E+03 1,42E+03 8,75E+02 6,28E+02 4,60E ,04E-03-1,50E-02 3,21E+04 1,55E+04 9,56E+03 6,88E+03 5,06E ,50E-02-1,11E-01 6,56E+05 3,17E+05 1,95E+05 1,40E+05 1,03E ,11E-01-4,08E-01 3,75E+06 1,81E+06 1,11E+06 7,97E+05 5,83E ,08E-01-9,07E-01 8,14E+06 3,93E+06 2,41E+06 1,73E+06 1,26E ,07E-01-1,42E+00 8,48E+06 4,07E+06 2,48E+06 1,79E+06 1,31E ,42E+00-1,83E+00 6,14E+06 2,91E+06 1,77E+06 1,30E+06 9,71E ,83E+00-3,01E+00 1,45E+07 6,65E+06 3,99E+06 3,06E+06 2,42E ,01E+00-6,38E+00 1,24E+07 5,62E+06 3,29E+06 2,43E+06 1,83E ,38E+00-2,00E+01 1,02E+06 5,00E+05 3,09E+05 2,15E+05 1,51E+05

41 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 41 Tabla B.9. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 1,00E-11-1,00E-08 2,35E-06 1,33E-06 9,45E-07 7,84E-07 6,31E ,00E-08-3,00E-08 7,85E-06 4,59E-06 3,34E-06 2,83E-06 2,35E ,00E-08-5,00E-08 1,09E-05 6,45E-06 4,74E-06 4,03E-06 3,37E ,00E-08-1,00E-07 3,70E-05 2,19E-05 1,61E-05 1,38E-05 1,15E ,00E-07-2,25E-07 1,50E-04 9,52E-05 7,43E-05 6,56E-05 5,75E ,25E-07-3,25E-07 1,62E-04 1,05E-04 8,30E-05 7,40E-05 6,55E ,25E-07-4,14E-07 1,64E-04 1,05E-04 8,26E-05 7,34E-05 6,46E ,14E-07-8,00E-07 8,85E-04 5,59E-04 4,35E-04 3,84E-04 3,36E ,00E-07-1,00E-06 5,51E-04 3,45E-04 2,66E-04 2,34E-04 2,03E ,00E-06-1,13E-06 3,73E-04 2,33E-04 1,79E-04 1,57E-04 1,36E ,13E-06-1,30E-06 5,53E-04 3,44E-04 2,64E-04 2,31E-04 2,00E ,30E-06-1,86E-06 1,99E-03 1,23E-03 9,40E-04 8,21E-04 7,09E ,86E-06-3,06E-06 5,30E-03 3,26E-03 2,48E-03 2,16E-03 1,85E ,06E-06-1,07E-05 5,44E-02 3,30E-02 2,49E-02 2,15E-02 1,83E ,07E-05-2,90E-05 2,21E-01 1,33E-01 9,96E-02 8,57E-02 7,27E ,90E-05-1,01E-04 1,76E+00 1,14E+00 9,03E-01 8,02E-01 7,05E ,01E-04-5,83E-04 2,59E+01 1,65E+01 1,29E+01 1,13E+01 9,87E ,83E-04-3,04E-03 3,01E+02 1,91E+02 1,48E+02 1,30E+02 1,13E ,04E-03-1,50E-02 3,33E+03 2,12E+03 1,66E+03 1,46E+03 1,27E ,50E-02-1,11E-01 6,78E+04 4,33E+04 3,37E+04 2,98E+04 2,59E ,11E-01-4,08E-01 3,81E+05 2,41E+05 1,86E+05 1,64E+05 1,42E ,08E-01-9,07E-01 8,21E+05 5,15E+05 3,97E+05 3,48E+05 3,01E ,07E-01-1,42E+00 8,65E+05 5,52E+05 4,31E+05 3,80E+05 3,30E ,42E+00-1,83E+00 6,63E+05 4,46E+05 3,61E+05 3,24E+05 2,88E ,83E+00-3,01E+00 1,79E+06 1,33E+06 1,14E+06 1,06E+06 9,74E ,01E+00-6,38E+00 1,27E+06 8,65E+05 7,04E+05 6,35E+05 5,66E ,38E+00-2,00E+01 9,15E+04 5,01E+04 3,43E+04 2,79E+04 2,18E+04

42 Pág. 42 Memoria 10 días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [n/s] 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E+01 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 1,00E-03 1,00E-04 1,00E-05 1,00E Grupo energético Fig. B.10 Representación de la tasa de emisión de neutrones para diferentes periodos de enfriamiento

43 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 43 B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.10. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años 1 1,00E-11-1,00E-08 1,06E-03 4,50E-04 2,41E-04 1,66E-04 1,15E ,00E-08-3,00E-08 1,76E-03 1,08E-03 7,67E-04 5,27E-04 3,63E ,00E-08-5,00E-08 2,07E-03 1,40E-03 1,06E-03 7,23E-04 4,98E ,00E-08-1,00E-07 6,43E-03 4,60E-03 3,55E-03 2,43E-03 1,67E ,00E-07-2,25E-07 2,22E-02 1,65E-02 1,29E-02 8,85E-03 6,10E ,25E-07-3,25E-07 2,27E-02 1,71E-02 1,35E-02 9,23E-03 6,36E ,25E-07-4,14E-07 2,34E-02 1,76E-02 1,39E-02 9,51E-03 6,55E ,14E-07-8,00E-07 1,29E-01 9,73E-02 7,67E-02 5,26E-02 3,62E ,00E-07-1,00E-06 8,11E-02 6,15E-02 4,85E-02 3,33E-02 2,29E ,00E-06-1,13E-06 5,51E-02 4,18E-02 3,30E-02 2,26E-02 1,56E ,13E-06-1,30E-06 8,19E-02 6,22E-02 4,92E-02 3,37E-02 2,32E ,30E-06-1,86E-06 2,96E-01 2,25E-01 1,78E-01 1,22E-01 8,40E ,86E-06-3,06E-06 7,95E-01 6,07E-01 4,81E-01 3,30E-01 2,27E ,06E-06-1,07E-05 8,27E+00 6,34E+00 5,03E+00 3,45E+00 2,37E ,07E-05-2,90E-05 3,41E+01 2,61E+01 2,07E+01 1,42E+01 9,77E ,90E-05-1,01E-04 2,45E+02 1,87E+02 1,48E+02 1,01E+02 6,99E ,01E-04-5,83E-04 3,70E+03 2,82E+03 2,23E+03 1,53E+03 1,06E ,83E-04-3,04E-03 4,32E+04 3,30E+04 2,62E+04 1,80E+04 1,24E ,04E-03-1,50E-02 4,72E+05 3,60E+05 2,85E+05 1,96E+05 1,35E ,50E-02-1,11E-01 9,65E+06 7,35E+06 5,81E+06 3,99E+06 2,75E ,11E-01-4,08E-01 5,51E+07 4,19E+07 3,32E+07 2,28E+07 1,57E ,08E-01-9,07E-01 1,20E+08 9,11E+07 7,21E+07 4,95E+07 3,41E ,07E-01-1,42E+00 1,24E+08 9,36E+07 7,40E+07 5,08E+07 3,50E ,42E+00-1,83E+00 8,74E+07 6,56E+07 5,16E+07 3,55E+07 2,46E ,83E+00-3,01E+00 1,94E+08 1,42E+08 1,11E+08 7,65E+07 5,32E ,01E+00-6,38E+00 1,69E+08 1,24E+08 9,61E+07 6,61E+07 4,58E ,38E+00-2,00E+01 1,57E+07 1,22E+07 9,68E+06 6,62E+06 4,55E+06

44 Pág. 44 Memoria Tabla B.10. Tasa de emisión de neutrones para un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) TASA DE EMISIÓN DE NEUTRONES [n/s] Tiempo tras la descarga Grupo Energías [MeV] 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años 1 1,00E-11-1,00E-08 6,73E-05 3,44E-05 2,20E-05 1,68E-05 1,20E ,00E-08-3,00E-08 2,10E-04 1,04E-04 6,40E-05 4,75E-05 3,21E ,00E-08-5,00E-08 2,87E-04 1,42E-04 8,67E-05 6,41E-05 4,29E ,00E-08-1,00E-07 9,64E-04 4,75E-04 2,90E-04 2,14E-04 1,42E ,00E-07-2,25E-07 3,52E-03 1,74E-03 1,07E-03 7,89E-04 5,29E ,25E-07-3,25E-07 3,67E-03 1,82E-03 1,11E-03 8,26E-04 5,55E ,25E-07-4,14E-07 3,78E-03 1,87E-03 1,15E-03 8,48E-04 5,69E ,14E-07-8,00E-07 2,09E-02 1,03E-02 6,31E-03 4,66E-03 3,12E ,00E-07-1,00E-06 1,32E-02 6,52E-03 3,98E-03 2,94E-03 1,96E ,00E-06-1,13E-06 8,98E-03 4,43E-03 2,71E-03 2,00E-03 1,33E ,13E-06-1,30E-06 1,34E-02 6,60E-03 4,03E-03 2,97E-03 1,98E ,30E-06-1,86E-06 4,84E-02 2,39E-02 1,46E-02 1,07E-02 7,16E ,86E-06-3,06E-06 1,31E-01 6,44E-02 3,93E-02 2,89E-02 1,93E ,06E-06-1,07E-05 1,37E+00 6,73E-01 4,10E-01 3,02E-01 2,00E ,07E-05-2,90E-05 5,62E+00 2,77E+00 1,68E+00 1,24E+00 8,22E ,90E-05-1,01E-04 4,05E+01 2,02E+01 1,25E+01 9,28E+00 6,30E ,01E-04-5,83E-04 6,11E+02 3,04E+02 1,87E+02 1,39E+02 9,38E ,83E-04-3,04E-03 7,15E+03 3,55E+03 2,19E+03 1,62E+03 1,09E ,04E-03-1,50E-02 7,81E+04 3,89E+04 2,39E+04 1,78E+04 1,20E ,50E-02-1,11E-01 1,59E+06 7,92E+05 4,87E+05 3,62E+05 2,45E ,11E-01-4,08E-01 9,08E+06 4,51E+06 2,77E+06 2,05E+06 1,38E ,08E-01-9,07E-01 1,97E+07 9,78E+06 6,00E+06 4,45E+06 2,99E ,07E-01-1,42E+00 2,03E+07 1,01E+07 6,21E+06 4,62E+06 3,12E ,42E+00-1,83E+00 1,43E+07 7,18E+06 4,47E+06 3,36E+06 2,31E ,83E+00-3,01E+00 3,14E+07 1,62E+07 1,04E+07 8,04E+06 5,76E ,01E+00-6,38E+00 2,67E+07 1,35E+07 8,41E+06 6,33E+06 4,36E ,38E+00-2,00E+01 2,60E+06 1,27E+06 7,57E+05 5,48E+05 3,53E+05

45 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág días 5 años 15 años 25 años 60 años Tasa de emisión [n/s] 1,00E+09 1,00E+08 1,00E+07 1,00E+06 1,00E+05 1,00E+04 1,00E+03 1,00E+02 1,00E+01 1,00E+00 1,00E-01 1,00E-02 1,00E-03 1,00E-04 1,00E Grupo energético Fig. B.11. Representación de la tasa de emisión de neutrones para diferentes periodos de enfriamiento

46 Pág. 46 Memoria B.4.3. Actividad de los elementos combustibles B Elementos combustibles de la primera época Tabla B.11. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=3,27% 235 U) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años Elementos ligeros 1,09E+05 2,35E+04 9,07E+03 2,22E+03 8,27E+02 Actínidos 7,79E+05 6,95E+04 5,47E+04 3,52E+04 2,30E+04 Productos de fisión 8,82E+06 1,16E+06 2,41E+05 1,32E+05 1,01E+05 TOTAL 9,71E+06 1,26E+06 3,05E+05 1,69E+05 1,25E+05 TOTAL [Bq] 3,59E+17 4,64E+16 1,13E+16 6,26E+15 4,63E+15 Especie 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años Elementos ligeros 4,02E+02 3,02E+02 2,69E+02 2,51E+02 2,27E+02 Actínidos 1,29E+04 6,85E+03 4,86E+03 4,11E+03 3,44E+03 Productos de fisión 7,04E+04 4,37E+04 3,06E+04 2,41E+04 1,69E+04 TOTAL 8,37E+04 5,08E+04 3,57E+04 2,85E+04 2,06E+04 TOTAL [Bq] 3,10E+15 1,88E+15 1,32E+15 1,05E+15 7,61E+14 B Elementos combustibles de la segunda época Tabla B.12. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,19% 235 U) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años Elementos ligeros 1,17E+05 2,58E+04 1,01E+04 2,47E+03 9,29E+02 Actínidos 8,71E+05 7,76E+04 6,05E+04 3,90E+04 2,57E+04 Productos de fisión 9,72E+06 1,36E+06 3,03E+05 1,69E+05 1,30E+05 TOTAL 1,07E+07 1,46E+06 3,73E+05 2,11E+05 1,57E+05 TOTAL [Bq] 3,96E+17 5,40E+16 1,38E+16 7,79E+15 5,80E+15

47 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 47 Tabla B.12. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,19% 235 U) (cont) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años Elementos ligeros 4,55E+02 3,43E+02 3,06E+02 2,85E+02 2,57E+02 Actínidos 1,45E+04 7,83E+03 5,60E+03 4,75E+03 3,98E+03 Productos de fisión 9,04E+04 5,60E+04 3,92E+04 3,09E+04 2,17E+04 TOTAL 1,05E+05 6,42E+04 4,51E+04 3,60E+04 2,59E+04 TOTAL [Bq] 3,90E+15 2,38E+15 1,67E+15 1,33E+15 9,59E+14 B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.13. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años Elementos ligeros 5,43E+04 4,61E+03 1,03E+03 2,01E+02 1,20E+02 Actínidos 4,31E+05 8,47E+03 7,02E+03 4,53E+03 2,99E+03 Productos de fisión 9,05E+06 7,15E+05 1,17E+05 6,27E+04 4,80E+04 TOTAL 9,53E+06 7,28E+05 1,25E+05 6,74E+04 5,11E+04 TOTAL [Bq] 3,53E+17 2,69E+16 4,63E+15 2,50E+15 1,89E+15 Especie 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años Elementos ligeros 9,97E+01 8,63E+01 7,79E+01 7,28E+01 6,59E+01 Actínidos 1,70E+03 9,45E+02 6,99E+02 6,08E+02 5,28E+02 Productos de fisión 3,33E+04 2,07E+04 1,44E+04 1,14E+04 7,98E+03 TOTAL 3,51E+04 2,17E+04 1,52E+04 1,21E+04 8,57E+03 TOTAL [Bq] 1,30E+15 8,02E+14 5,63E+14 4,47E+14 3,17E+14

48 Pág. 48 Memoria B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.14. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años Elementos ligeros 7,20E+04 8,11E+03 2,07E+03 4,27E+02 2,62E+02 Actínidos 6,11E+05 3,81E+04 3,09E+04 1,98E+04 1,29E+04 Productos de fisión 9,56E+06 1,08E+06 2,14E+05 1,19E+05 9,13E+04 TOTAL 1,02E+07 1,12E+06 2,47E+05 1,39E+05 1,04E+05 TOTAL [Bq] 3,79E+17 4,16E+16 9,15E+15 5,15E+15 3,87E+15 Especie 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años Elementos ligeros 2,18E+02 1,89E+02 1,71E+02 1,59E+02 1,44E+02 Actínidos 7,23E+03 3,85E+03 2,75E+03 2,33E+03 1,96E+03 Productos de fisión 6,34E+04 3,93E+04 2,75E+04 2,17E+04 1,52E+04 TOTAL 7,08E+04 4,33E+04 3,04E+04 2,41E+04 1,73E+04 TOTAL [Bq] 2,62E+15 1,60E+15 1,12E+15 8,93E+14 6,39E+14 B Elementos combustibles de la actualidad con B= MWd/tU Tabla B.15. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 10 días 1 año 5 años 15 años 25 años Elementos ligeros 2,96E+02 2,35E+01 6,78E+00 1,77E+00 5,37E-01 Actínidos 9,41E+05 8,77E+04 6,75E+04 4,38E+04 2,90E+04 Productos de fisión 9,83E+06 1,47E+06 3,51E+05 1,99E+05 1,53E+05 TOTAL 1,08E+07 1,56E+06 4,19E+05 2,42E+05 1,82E+05 TOTAL [Bq] 3,99E+17 5,77E+16 1,55E+16 8,97E+15 6,73E+15

49 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 49 Tabla B.15. Actividad de un elemento combustible (B= MWd/tU, e=4,6% 235 U) (cont.) ACTIVIDAD [Ci] Tiempo tras la descarga Especie 40 años 60 años 75 años 85 años 100 años Elementos ligeros 1,49E-01 8,61E-02 7,83E-02 7,54E-02 7,19E-02 Actínidos 1,66E+04 9,07E+03 6,54E+03 5,56E+03 4,66E+03 Productos de fisión 1,06E+05 6,59E+04 4,61E+04 3,64E+04 2,55E+04 TOTAL 1,23E+05 7,50E+04 5,27E+04 4,20E+04 3,02E+04 TOTAL [Bq] 4,55E+15 2,77E+15 1,95E+15 1,55E+15 1,12E+15

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51 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 51 C. Cálculos y figuras C.1. Tiempo de irradiación y potencia de irradiación En la confección de las entradas de datos para la simulación de la irradiación de los elementos combustibles, se requiere el periodo de irradiación y la potencia térmica necesarios para alcanzar un grado de quemado determinado. El grado de quemado se expresa como: ó (Ec. C.1) B: grado de quemado ( burnup ) [MWd/tU] P T : potencia térmica del reactor [MW T ] T irradiación : periodo de irradiación en promedio a potencia P T [días] M U : masa de uranio que contiene el reactor [tu] A partir de la (Ec. C.1) y conociendo la potencia térmica del reactor en el cual se irradiaron los elementos combustibles estudiados listados en la tabla 4.4 (capítulo 4 de la memoria del proyecto, p.22), así como las características como el grado de quemado, el enriquecimiento y la masa de uranio contenido en el núcleo, se han calculado los periodos de irradiación para cada elemento combustible. Los resultados se resumen en la Tabla C.1. Tabla C.1. Periodo de irradiación para cada elemento combustible Elemento combustible B [MWd/tU] P T [MW T ] M U [tu] T irradiación [días] Primera época ,86 Segunda época , ,4 (157 EC) 369,59 Actualidad , ,17

52 Pág. 52 Memoria Para calcular la potencia térmica de irradiación ponderada a la base escogida (por elemento combustible) se ha realizado el siguiente cálculo:, # (Ec. C.2) Donde: P T, EC : potencia térmica de irradiación ponderada por elemento combustible [MW T /EC] #EC: número de elementos combustibles contenidos en el reactor (157 elementos combustibles) A partir de la (Ec. C.2) y los datos anteriores de las potencias térmicas del reactor se obtienen los valores de la potencia térmica de irradiación para cada elemento combustible estudiado. Los resultados se muestran en la Tabla C.2. Tabla C.2. Potencia térmica de irradiación ponderada o densidad de potencia térmica Elemento combustible P T [MW T ] P T, EC [MW T /EC] Primera época ,2 Segunda época ,2 Actualidad ,7 C.2. Materiales de los elementos combustibles En la introducción de los datos para el cálculo de los espectros de neutrones y fotones gamma se necesita la composición de los diferentes materiales presentes en los elementos combustibles. Para cada material se han utilizado las proporciones expuestas en la tabla 4.3 (p. 21) de la memoria. La composición de los elementos combustibles de la primera y segunda época es igual, a excepción del enriquecimiento del combustible, 3,27% en el primer caso y 4,19% en el segundo. En cambio, en la actualidad el contenido de cobalto como impureza en el acero y el Inconel se ha reducido considerablemente.

53 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 53 Se obtiene la masa total de cada elemento por cada elemento combustible sumando el producto de la masa total del material en el elemento combustible por la proporción de cada elemento en el material: Donde: m t,i : masa total del elemento i m j : masa del material j w i, j : proporción (%) del elemento i en el material j A continuación se muestran los resultados obtenidos:,, (Ec. C.3) Tabla C.3. Masa total de los componentes de los materiales del elemento combustible Elemento m t,i [kg/ec] Fe 13,35164 Ni 6,48842 Cr 5,0674 Mn 0,3056 Si 0,19575 Mo 0,273 Ti 0,0637 Nb 0,455 Al 0,0546 C 0,01238 Co 0,09205 Cu 0,051 Sn 1,5718 Hf 0,01084 P 0,00765 N 0,017 Zr 106,48132

54 Pág. 54 Memoria El siguiente paso es calcular la masa para cada isótopo, a partir de la masa calculada (Tabla C.3) y la abundancia isotópica (ν), obtenida a través del NIST (National Institute of Standards and Technology) [4]. Tabla C.4. Masa de los isótopos contenidos en un elemento combustible Isótopos ν [4] Masa del isótopo [g/ec] Isótopos ν [14] Masa del isótopo [g/ec] 26 Fe 54 0, ,403 6 C 12 0, , Fe 56 0, ,664 6 C 13 0,0107 0, Fe 57 0, , Co ,05 26 Fe 58 0, , Cu 63 0, , Ni 58 0, , Cu 65 0, , Ni 60 0, , Sn 112 0, , Ni 61 0, , Sn 114 0, , Ni 62 0, , Sn 115 0,0034 5, Ni 64 0, , Sn 116 0, ,54 24 Cr 50 0, , Sn 117 0, , Cr 52 0, , Sn 118 0, ,69 24 Cr 53 0, , Sn 119 0, , Cr 54 0, , Sn 120 0, , Mn ,6 50 Sn 122 0, , Si 28 0, , Sn 124 0, , Si 29 0, , Hf 174 0,0016 0, Si 30 0, , Hf 176 0,0526 0,57 42 Mo 92 0, , Hf 177 0,186 2, Mo 94 0, ,198 72Hf 178 0,2728 2, Mo 95 0,159 43, Hf 179 0,1362 1, Mo 96 0, , Hf 180 0,3508 3, Mo 97 0, , P ,65 42 Mo 98 0, ,039 7 N 14 0, , Mo 100 0, ,399 7 N 15 0, , Ti 46 0,0825 5, Zr 90 0, , Ti 47 0,0744 4, Zr 91 0, , Ti 48 0, ,96 40 Zr 92 0, , Ti 49 0,0541 3, Zr 94 0, , Ti 50 0,0518 3,3 40 Zr 96 0, , Nb U 235 0, ,78 13 Al ,6 92 U 238 0, ,22

55 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 55 Estos valores obtenidos son introducidos en el input de ORIGEN-S para determinar los espectros de emisión de neutrones y fotones (capítulo B). C.3. Figuras C.3.1. Modelización de la piscina de combustible gastado A continuación se muestra una leyenda con los colores utilizados en las representaciones gráficas de la piscina de combustible gastado para facilitar el reconocimiento de los diferentes componentes contenidos en esta. Hormigón de las paredes de la piscina de combustible gastado y suelo del edificio de combustible Agua de la piscina de combustible gastado Barras de combustible del elemento combustible Paredes de los bastidores de la piscina de combustible Vacio representando aire en el edificio de combustible Cabezales del elemento combustible gastado Las figuras que se presentan a continuación son las representaciones gráficas de la piscina de combustible gastado. Se representan en una situación de pérdida de refrigerante y el nivel de agua se sitúa a tres metros por encima de los bastidores.

56 Pág. 56 Memoria Fig. C.1. Representación gráfica de la piscina de combustible en planta (Escala 1:100)

57 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 57 Fig. C.2. Perfil de la piscina de combustible gastado según el plano X=555,1 m (Escala 1:160) Fig. C.3. Perfil de la piscina de combustible gastado según el plano X=81 m (Escala 1:160)

58 Pág. 58 Memoria C.3.2. Distribución de la tasa de dosis sobre la piscina de combustible C Dosis debida a los fotones del combustible gastado Fig. C.4. Tasa de dosis sobre la piscina con 2 metros de agua sobre los bastidores Fig. C.5. Tasa de dosis sobre la piscina con 1 metro de agua sobre los bastidores

59 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 59 Fig. C.6. Tasa de dosis sobre la piscina con 0 metros de agua sobre los bastidores C Dosis debida a los fotones del CRUD Fig. C.7. Tasa de dosis sobre la piscina con 2 metros de agua sobre los bastidores

60 Pág. 60 Memoria Fig. C.8. Tasa de dosis sobre la piscina con 1 metro de agua sobre los bastidores Fig. C.9. Tasa de dosis sobre la piscina con 0 metros de agua sobre los bastidores

61 Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua Pág. 61 Fig. C.10. Tasa de dosis con líneas isodosis sobre la piscina debida al CRUD (2 metros de agua) Fig. C.11. Tasa de dosis con líneas isodosis sobre la piscina debida al CRUD (1 metro de agua)