Diseño de Ensambles de Combustible para el Reciclado de Actínidos en un Reactor Tipo BWR

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1 Simposio LAS/ANS 2007 / 2007 LAS/ANS Symposium XVIII Congreso Anual de la SNM / XVIII SNM Annual Meeting XXV Reunión Anual de la SMSR / XXV SMSR Annual Meeting Copatrocinado por la AMEE / Co-sponsored by AMEE Cancún, Quintana Roo, MÉXICO, del 1 al 5 de Julio 2007 / Cancun, Quintana Roo, MEXICO, July 1-5, 2007 Diseño de Ensambles de Combustible para el Reciclado de Actínidos en un Reactor Tipo BWR Juan Rafael Guzmán Arriaga y Juan Luis François Lacouture Departamento de Sistemas Energéticos, Facultad de Ingeniería Universidad Nacional Autónoma de México Laboratorio de Análisis en Ingeniería de Reactores Nucleares Paseo Cuauhnáhuac 8532, Jiutepec, Morelos maestro_juan_rafael@hotmail.com; jlfl@fi-b.unam.mx Resumen En este trabajo se diseñaron ensambles de combustibles cuyo material fisil está compuestos de plutonio (Pu) y actínidos menores (Np, Am y Cm) provenientes del reciclado de los combustibles gastados de reactores tipo BWR. Se compararon la producción y destrucción de los elementos transuránicos (TRU); esto es, plutonio y actínidos menores (AM) derivados del uso de estos nuevos ensambles de combustible. En este trabajo se utilizó un quemado de descarga de 48 GWd/tHM y tres tipos de ensambles combustibles: estándar, MOX-UE y CORAIL. En el ensamble estándar se utilizó uranio procedente de las colas de enriquecimiento; mientras que en los ensambles MOX-UE y CORAIL se utilizó uranio enriquecido. El diseño del ensamble CORAIL contiene una tercera parte de barras de combustible MOX. El MOX es Uranio y Plutonio y dos terceras partes de barras de combustible UOX En el diseño del ensamble MOX-UE se utilizan seis distintos tipos de barras de combustible compuestas de dióxido transuránico mezclado con dióxido de uranio enriquecido. Respecto a la producción y destrucción de plutonio después del uso de los ensambles combustibles se observa que el ensamble MOX-UE tiene la reducción del plutonio mayor; sin embargo, no se presenta una diferencia significativa entre los ensambles. Respecto a la producción y destrucción de AM se observa que el ensamble CORAIL tiene la reducción de AM mayor; sin embargo, una vez más no se presenta una diferencia significativa entre los ensambles. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 359 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

2 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos 1. INTRODUCCIÓN El reciclado de combustible es una alternativa para reducir la cantidad de actínidos acumulados en los combustibles gastados de un reactor nuclear. En este trabajo se diseñan y analizan ensambles de combustible compuestos de U, Pu, y AM para reactores tipo BWR. Se analiza el balance de masa de los elementos transuránicos, el plutonio y en particular de los actínidos menores, en un esquema de un primer reciclado del combustible gastado en un reactor BWR. Además, se comparó el ahorro de uranio natural para un esquema de un primer reciclado del combustible gastado de los distintos diseños de ensambles heterogéneos. Específicamente se estudió un ensamble de combustible que contiene un arreglo de 10x10 barras de combustible con dos canales de agua ubicados en el centro del ensamble, en el cual cada canal de agua ocupa el espacio de 4 barras de combustible (ver, Figura 1). En el presente trabajo se empleará el código HELIOS [1] para el análisis de los combustibles diseñados. HELIOS ya ha sido verificado previamente [2] para el análisis de de producción y reducción de Pu y elementos transuránicos. Figura 1. Ensamble heterogéneo representativo de la Central Nuclear Laguna Verde El material físil de los diseños de los ensambles combustibles consiste en una mezcla de UO 2 /PuO 2 con una densidad de 11.1 g/cm 3 en algunos de los diseños conteniendo AM. Esta densidad corresponde al 92.5% de la densidad teórica de 12 g/cm 3 [3], compensando por la expansión del combustible. El encamisado de Zirconio y el moderador es agua con una densidad del g/cm 3, representativa del 40% de vacíos en el agua. Para una referencia más detallada de las características generales de la composición de los materiales analizados en este trabajo, consultar el trabajo: Análisis de la Reducción de Radiotoxicidad para Combustible Tipo BWR [4]. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 360 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

3 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun MULTIRRECICLADO En este estudio se considera un quemado de descarga de 48 GWd/tHM y se asume que el reactor trabaja en ciclos de operación de 18 meses por lo que cada ensamble de combustible estará en el núcleo del reactor un período de seis años. Posterior a ello se moverá a la alberca de combustible gastado por un período de cinco años, para el enfriamiento correspondiente. El reprocesamiento del combustible gastado y la fabricación del nuevo combustible comprende un período de dos años. Puesto que cada recarga dura 18 meses, por consiguiente el ciclo completo del combustible fresco de una generación al combustible fresco de la próxima generación dura 13 años. Este ciclo se muestra en la Figura 2, en donde los puntos denotados por BOG, BOI, EOI y EOG representan: principio de generación (Beginning of Generation), principio de irradiación (Beginning of Irradiation), fin de irradiación (End of Irradiation), y fin de generación (End of Generation), respectivamente. Reprocesamiento y fabricación: 2 años Irradiación: 6 años, 48 GWd/tHM. Enfriamiento: 5 años BOG BOI EOI EOG Figura 2. Ciclo de irradiación La primera generación del reciclado involucra tomar los elementos transuránicos del combustible quemado UOX y reciclarlos como MOX. Con la composición isotópica de los elementos transuránicos del combustible quemado UOX, se calcula la cantidad de contenido transuránico inicial, que debe de contener el combustible MOX de la primera generación para alcanzar quemados de 48 GWd/tHM. En los ensambles MOX estándar el uranio proviene de las colas de enriquecimiento, mientras que en los otros dos diseños propuestos, los ensambles contienen uranio enriquecido. 3. ENSAMBLES PROPUESTOS En esta sección se presenta el diseño de nuevos tipos de ensambles de combustible propuestos, los cuales alcanzan quemados de descarga de 48 GWd/tHM y cumplen con un valor adecuado del factor pico de potencia (PPF). En estos diseños de ensambles se alcanzan valores del PPF menores de 1.48, lo cual cumple con los criterios de seguridad impuestos a este límite. Los ensambles propuestos, contienen distintos tipos de barras de combustible con diferentes concentraciones de uranio y actínidos. Se toman en cuenta tres tipos de ensambles Estándar, MOX-UE [5] y CORAIL [5]. En todos los ensambles se emplea TRU proveniente del reprocesamiento del reciclado del ciclo directo. En el ensamble Estándar se utiliza uranio proveniente de las colas de enriquecimiento. En los ensambles MOX-UE y CORAIL se utiliza Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 361 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM

4 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos uranio enriquecido. El diseño del ensamble Estándar está compuesto de 6 tipos de barras de combustible MOX estándar, donde cada barra contiene TRU y uranio de las colas de enriquecimiento. El diseño del ensamble CORAIL contiene 1/3 parte de barras MOX estándar (TRU-O 2 mezclado con U colas O 2 ) y 2/3 de barras UOX estándar (barras compuestas únicamente por uranio enriquecido sin TRU). Este tipo de diseño es adecuado para reactores constituidos por dos tipos de ensambles: ensambles UOX estándar y ensambles CORAIL, debido a que el ensamble CORAIL disminuye los PPF altos presentes en la interfaz entre dos tipos de ensambles [6]. El diseño del ensamble MOX-UE está compuesto de 6 tipos de barras de combustible, las cuales están compuestas de TRU (TRU-O 2 ) y uranio enriquecido (U enriquecido -O 2 ). Este tipo de diseño es adecuado para reactores constituidos por un solo tipo de ensamble Ensamble Estándar En este ensamble, se emplean seis diferentes tipos de barras de combustible con distintos tipos de concentraciones TRU (proveniente del reprocesamiento del reciclado del ciclo directo) y uranio de las colas de enriquecimiento, esto se muestra en la Figura 3 y en la Tabla I. En cada barra de combustible, los TRU y el uranio de las colas son mezclados homogéneamente. Figura 3. Ensamble Estándar con seis distintos tipos de barras de combustible Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 362 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

5 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 Tabla I. Concentraciones TRU para el ensamble heterogéneo estándar Tipo de %TRU % TRU barra promedio PPF Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo MOX-UE El ensamble MOX-U enriquecido (MOX-UE) es también un arreglo de barras de combustible de 10X10 con dos canales de agua, esto se muestra en la Figura 4. En este ensamble, los TRU y el U235 enriquecido son mezclados homogéneamente en cada barra de combustible, en lugar del uranio de las colas que se emplea en los ensambles MOX estándar. Se emplean 6 distintos tipos de barras de combustible con distintos tipos de concentraciones TRU y enriquecimientos de U235. Con el objeto de cubrir un rango amplio de posibilidades se emplean 3 tipos de ensambles con concentraciones TRU promedio distintas, esto se muestra en las Tablas II-IV. El enriquecimiento U235 promedio y la concentración TRU promedio se calcula con el objeto de alcanzar el quemado de descarga de 48 GWd/tHM. La composición isotópica del TRU considerada para el primer reciclado proviene del combustible gastado UOX del ciclo directo. Figura 4. Esquema del ensamble MOX-UE Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 363 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM

6 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos Tabla II. Enriquecimientos de U235 y concentraciones TRU para el ensamble MOX-UE I Tipo de %U235 %TRU % U235 % TRU barra promedio promedio PPF Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo Tabla III. Enriquecimientos de U235 y concentraciones TRU para el ensamble MOX-UE II Tipo de %U235 %TRU % U235 % TRU barra promedio promedio PPF Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo Tabla IV. Enriquecimientos de U235 y concentraciones TRU para el ensamble MOX-UE III Tipo de %U235 %TRU PPF % U235 % TRU barra promedio promedio Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo Tipo CORAIL El ensamble tipo CORAIL es un ensamble de 10x10 barras de combustible con dos canales de agua, ver Figura 5. En este ensamble se emplean las barras de combustible MOX estándar y las barras de combustible UOX estándar. Las barras de combustible MOX estándar se colocan en la periferia del ensamble; mientras que las barras de combustible UOX estándar se colocan en el centro del ensamble. Se emplea un solo tipo de barra de combustible MOX estándar, la cual esta compuesta de TRU proveniente del reprocesamiento del reciclado del ciclo directo y uranio de las colas de enriquecimiento. Para las barras de combustible UOX estándar se emplean cuatro distintos tipos de barras de combustible, las cuales no contienen TRU y están compuestas por diferentes tipos de enriquecimiento de U235, ver Tabla V. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 364 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

7 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 Figura 5. Esquema del ensamble CORAIL Tabla V. Enriquecimientos de U235 y concentraciones TRU para el ensamble CORAIL Tipo de %U235 %TRU PPF % U235 barra promedio promedio Tipo Tipo Tipo Tipo En el diseño del ensamble CORAIL se tiene que prestar mucha atención a la distribución de potencia, debido a la presencia de dos tipos distintos de barras de combustible (UOX y MOX estándar) teniendo propiedades neutrónicas diferentes. Se tiene que encontrar un compromiso entre el número de barras de combustible MOX y su localización, la cantidad de TRU cargado en las barras de combustible MOX, y el enriquecimiento de las barras UOX estándar. Los resultados de la primera fase de diseño mostraron que con el objeto de tener un PPF adecuado, las barras de combustible MOX deberían ser colocadas en la periferia del ensamble. 4. REDUCCIÓN DE LA MASA TRANSURÁNICA 4.1. Cálculo de la Masa Transuránica La metodología para el cálculo de la masa transuránica para el ensamble Estándar del primer reciclado compuesto de plutonio, actínidos menores y uranio de las colas, para un quemado de descarga de 48 GWd/tHM, se muestra en la Figura 6. Los pasos de esta metodología son: Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 365 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM

8 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos gr 1.- Primero se calculan las masas de cada actínido por tonelada de metal pesado inicial thm : a) Directamente del código Helios se obtienen las densidades atómicas de cada actínido atómos thm ni, i = U 235, U 238, Np237,... 3 ; la densidad del metal pesado inicial ρ 3 cm cm. gr b) La masa de cada actínido mi se calcula, utilizando la siguiente formula: thm 6 10 ni M i m = i x10 ρ (1) Donde, M i es la masa atómica de cada actínido. 2.- Se calcula la suma de las masas de todos los isótopos transuránicos (TRU) por tonelada de metal pesado inicial; esto es, la suma de las masas de todos los isótopos del Np, Pu, Am y Cm. Considerando que por cada tonelada de metal pesado para un reactor del ciclo directo se producen 10.6 kg de elementos transuránicos: Np, Pu, Am y Cm; y en cada tonelada de metal pesado que alimentan al reactor del primer reciclado se necesitan kg de TRU, que corresponden a la suma de las masas de todos los isótopos TRU, se sigue que alrededor de 12.8 reactores del ciclo directo alimentarían a un reactor del primer reciclado. 3.- Puesto que el quemado de descarga fue de 48 GWd/tHM, se sigue que la energía eléctrica por tonelada de metal pesado entregado por cada reactor expresada en TWhe/tHM es dada por: energía entregada por cada reactor TWhe tonelada de metal pesado inicial thm ( ) x 3 ( ) = f (2). Donde, f es la eficiencia eléctrica de la planta; esto es, el factor de conversión de energía térmica a energía eléctrica. En este caso, se toma f = Se calcula la energía total en TWhe/tHM de los 13.8 reactores (ETFR, Energía Total de la Flota de Reactores); esto es, tanto los reactores del ciclo directo como el reactor del primer reciclado: TWhe energía entregada por cada reactor ( TWhe) ETFR 13.8x thm = (3) tonelada de metal pesado inicial ( thm ) 6.- Se calcula la suma de las masas (por tonelada de metal pesado inicial) de todos los elementos transuránicos (Np, Pu, Am, Cm) al final del quemado del reactor del primer reciclado. Esta masa total (mt) es dada por: gr mt = m i i (4). thm Donde, la suma abarca todos los elementos transuránicos. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 366 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

9 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun Se divide la masa total de todos los elementos transuránicos producidos por el reactor del primer reciclado entre la energía total producida por los 13.8 reactores; esto es, masa total transuránica gr mt por unidad energética, = TWhe ETFR para un primer reciclado (5) La metodología del cálculo de la masa total de los elementos transuránicos para los demás tipos de ensambles heterogéneos sigue pasos similares. U enriquecido Ciclo directo Ciclo directo 10.6 kg de TRU 10.6 kg de TRU kg de TRU 1 er reciclado U, Np, Pu, Am, Cm Repositorio Figura 6. Esquema para el cálculo de la masa transuránica En la Figura 7 se muestran las masas de los transuránicos producidos por los ensambles correspondientes al esquema del primer reciclado. Se observa que el ensamble que más produce, tanto plutonio como isótopos transuránicos, es el ensamble estándar; mientras que el ensamble que menos produce, tanto plutonio como isótopos transuránicos, es el ensamble MOX-UE III. En lo referente a la producción de actínidos menores no hay una diferencia significativa en los diseños de ensambles. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 367 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM

10 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos Heterogéneo Estándar masas (kg/twhe) CORAIL MOX-UE I MOX-UE II 5.00 MOX-UE III 0.00 Pu TRU MA Figura 7. Masas de los transuránicos de los ensambles analizados 4.2. Reducción de la masa TRU, Pu y AM Con el objeto de comparar la disminución de la masa transuránica (mtru), del plutonio (mpu) y de los actínidos menores (mam) de los ensambles del primer reciclado, respecto al ciclo directo (mtru directo, mpu directo, mam directo ), se define el parámetro de reducción de los transuránicos, del plutonio y de los actínidos menores como: reduccióntru mtru directo mtru % = x100 mtru ( ) mam directo mam % = x100 mam ( ) directo directo mpudirecto mpu reducción Pu (%) = x100 mpu reducción AM directo (6) Los valores de la reducción de los transuránicos, del plutonio y de los actínidos menores para los distintos ensambles utilizados, son mostrados en la Figura 8. Respecto a la reducción transuránica, se observa que el ensamble MOX-UE III tiene la reducción transuránica mayor (29.7%); sin embargo, no se presenta una diferencia significativa entre los ensambles, por ejemplo el ensamble heterogéneo estándar tiene la reducción transuránica menor con un valor de 23.3%. Respecto a la reducción del plutonio, se observa que el ensamble MOX-UE III tiene la reducción del plutonio mayor (28.6%); sin embargo, no se presenta una diferencia significativa entre los ensambles, por ejemplo el ensamble estándar tiene la reducción de Pu menor con un Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 368 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

11 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 valor de 21.7%. Respecto a la reducción de AM, se observa que el ensamble CORAIL tiene la reducción de AM mayor (40.2%); sin embargo, no se presenta una diferencia significativa entre los ensambles, por ejemplo el ensamble estándar tiene la reducción de AM menor con un valor de 33.3%. reducción TRU, Pu, MA (%) Heterogéneo Estándar CORAIL MOX-UE I MOX-UE II Pu TRU MA MOX-UE III Figura 8. Reducción de los transuránicos, del plutonio y de los actínidos menores 5. REDUCCIÓN DE LA MASA DE URANIO NATURAL Antes de evaluar el ahorro en la masa de uranio natural para el reciclado del combustible gastado es conveniente analizar el balance de masas de uranio que entra y sale en la planta de enriquecimiento Balance de Masas en la Separación Isotópica La cantidad de uranio natural (M F ) que alimenta a una planta de enriquecimiento, en la que se obtiene uranio enriquecido (M P ) y uranio de las colas (M T ), depende de la concentración del uranio natural (x F ), del enriquecimiento del uranio enriquecido (x P ), y de la concentración del uranio de las colas (x T ); ver Figura 9. Alimentación M F, x F Producto M P, x P Colas M T, x T Figura 9. Diagrama de flujos de masas para una planta de enriquecimiento Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 369 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM

12 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos Aplicando un balance de masas a la cantidad de uranio 238 U y 235 U, que entra y sale de la planta de enriquecimiento [7], se obtiene: M x x = M x x T P F P F T (7) M x x = M x x F P T P F T (8) Puesto que el uranio que alimenta a una planta de enriquecimiento es uranio natural, entonces x = El valor x T es establecido por la planta de enriquecimiento, el cual en la mayoría de F las plantas de Estados Unidos resulta ser x T = [7]. Sustituyendo estos valores en las ecuaciones (7) y (8), se obtiene: M M T P xp = (9) M M F P xp = (10) La ecuación (9) expresa la cantidad de uranio de las colas producida por cada cantidad de uranio enriquecido para un cierto enriquecimiento (x P ). La ecuación (10) expresa la cantidad de uranio natural que se requiere para producir una cantidad de uranio enriquecido con un enriquecimiento (x p ). Para un reactor del ciclo directo correspondiente a un quemado de 48 GWd/tHM se requeriría un enriquecimiento de 235 U del 3.86%. Por consiguiente, de la ecuación (9) se tendría 6.84 veces más uranio de las colas que uranio enriquecido. De la ecuación (10) se observa que por cada 7.84 kg. de uranio natural se produciría 1 kg. de uranio enriquecido y 6.84 kg. de uranio de las colas, representando una gran cantidad de uranio sin utilizar en los reactores del ciclo directo Ahorro de Uranio Los pasos de la metodología para el cálculo del ahorro de uranio natural para el reactor del primer reciclado, constituido por el ensamble Estándar, son: 1.- Primero se calculan la cantidad de uranio enriquecido por tonelada de metal pesado inicial gr mu enr i tanto de los reactores del ciclo directo como del primer reciclado. thm Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 370 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

13 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun Para el esquema del primer reciclado utilizando el ensamble Heterogéneo Estándar, se observa que alrededor de 12.8 reactores del ciclo directo alimentarían a un reactor del primer reciclado, ver Figura Puesto que el quemado de descarga fue de 48 GWd/tHM, se sigue que la energía eléctrica por tonelada de metal pesado entregado por cada reactor expresada en TWhe/tHM es dada por: energía entregada por cada reactor TWhe tonelada de metal pesado inicial thm ( ) x 3 ( ) = f (11). Donde, f es la eficiencia eléctrica de la planta; esto es, el factor de conversión de energía térmica a energía eléctrica. En este caso, se toma f = Se calcula la energía total en TWhe/tHM de los 13.8 reactores (ETFR, Energía Total de la Flota de Reactores); esto es, tanto los reactores del ciclo directo como el reactor del primer reciclado: ( ) ( ) TWhe energía entregada por cada reactor TWhe ETFR 13.8x thm = tonelada de metal pesado inicial thm (12) 6.- Se calcula la suma de las masas de uranio enriquecido de los 12.8 reactores del ciclo directo y un reactor del primer reciclado: gr mu enr total = m i enr i (13). thm 7.- Se divide la masa total de uranio enriquecido m U enr total entre la energía total producida por los 13.8 reactores; esto es, masa total deuranio gr m enriquecido, = TWhe ETFR para un primer reciclado U enr total (14) 8.- Utilizando la ecuación (10) se encuentra la masa total de uranio natural requerida por unidad energética ( m U natural total ) : m U natural total gr m = TWhe ETFR U enr total xp x (15) Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 371 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM

14 Juan Rafael Guzmán et al,diseño de Ensambles Heterogéneos 9.- Se calcula la cantidad de uranio natural por unidad energética requerida para el ciclo directo ( m U natural CicloDirecto ). 10. Finalmente se calcula el ahorro de uranio natural a través de la siguiente ecuación: mu naturaltotal mu natural Ciclo Directo ahorro de uranio( %) = x100 (16) m U natural Ciclo Directo La metodología del cálculo del ahorro de uranio natural para los demás diseños de ensambles sigue pasos similares. En la Figura 10 se muestran los ahorros de uranio natural de los distintos ensambles analizados. Se observa que los ensambles: Estándar y CORAIL presentan mayores ahorros de uranio natural (alrededor del 7%) respecto a los ensambles MOX-UE, los cuales presentan ahorros del 5.4, 4.3 y 3.6%. Figura 10. Ahorro de uranio natural 6. CONCLUSIONES La disminución en la cantidad transuránica, con el objeto de disminuir la radiotoxicidad del combustible gastado, es muy poca utilizando un primer reciclado en los reactores LWR. Esto contrasta, con los reactores rápidos y ADS, los cuales teóricamente pueden alcanzar factores de reducción de 5 y 100 veces la cantidad transuránica [8], respectivamente. El ahorro de uranio natural sí es influenciado por el tipo de diseño de ensamble empleado; por ejemplo, para el ensamble estándar y CORAIL, se presentan ahorros de uranio natural del 7.2% y Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 372 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM

15 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun % respectivamente, mientras que para el ensamble MOX-UE III, se presentan ahorros del 3.6%. Con el objeto de incrementar el consumo de transuránicos y plutonio en particular, para un primer reciclado, utilizando ensambles de óxidos mixtos y transuránicos, es conveniente utilizar el ensamble MOX-UE III. Con el objeto de incrementar el consumo de actínidos menores conviene utilizar el ensamble CORAIL. Sin embargo, los diferentes diseños de ensambles propuestos no presentan una gran diferencia en el consumo de la cantidad de transuránicos (plutonio y actínidos menores). Con el objeto de ahorrar la mayor cantidad de uranio natural a través de un reciclado es conveniente utilizar los ensambles estándar y CORAIL. AGRADECIMIENTOS Al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología (CONACyT) por su apoyo a través del proyecto NSF-2004-C01-9. REFERENCIAS 1. HELIOS, versión 1.5, Fuel Management System, Studsvik Scandpower (1998). 2. J.R. Guzmán and J.L. François, Comparison between HELIOS calculations and a PWR cell benchmark, Annals Nuclear Energy, 34, (2007). 3. J. Stephen Herring, Philip E. Mc.Donald, and Keaven Weaver, Thorium-Based Transmuter Fuels for Light Water Reactors, Nuclear Technology, Vol. 147, p.85 (2004). 4. Juan Rafael Guzmán y Juan Luis François, Análisis de la Reducción de Radiotoxicidad para Combustible tipo BWR, Primer Congreso Americano del IRPA, Acapulco, México, Septiembre Giles Youinuo and Alfredo Vasile, Plutonium Multirecycling in Standard PWRs Loaded with Evolutionary Fuels, Nuclear Science and Engineering, 151, (2005). 6. Nuclear Energy Agency, Organisation for Economic Co-operation and Development, Plutonium Management in the Medium Term, A Review by the OECD/NEA Working Party on the Physics of Plutonium Fuels and Innovative Fuel Cycles (WPPR), ISBN , NEA, Paris, Francia (2003). 7. John R. Lamarsh, Anthony J. Baratta, Introduction to Nuclear Engineering, Prentice Hall, New Jersey, USA, (2001). 8. NEA Nuclear Science Committee, Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactor (FR) in Advanced Nuclear Cycles, A Comparative Study, Nuclear Energy Agency Organisation for Economic and Co-operation Development, ISBN , Paris, Francia, p , (2002). Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 373 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM