Procedimiento para mejorar el crédito de la combustión completa del combustible nuclear gastado.

Un sistema de gestión de reactividad dimensional que tiene en cuenta los datos de la forma de combustión completa axial de un conjunto combustible nuclear para determinar la aceptabilidad del emplazamiento del conjunto con respecto a otros conjuntos en un recipiente de almacenaje.

Procedimiento para mejorar el crédito de la combustión completa del combustible nuclear gastado.

Objeto de la invención

Esta invención se refiere en general al almacenaje del combustible nuclear gastado y más concretamente a un procedimiento para calcular el crédito de la combustión completa de las varillas de combustible nuclear gastado.

Antecedentes de la invención

El transporte y envío del combustible nuclear gastado para su eliminación final está regulado por la Comisión Reglamentaria Nuclear (NRC) con arreglo a las disposiciones del Título 10 del Código de Normas Federales, Art. 71. Para cumplir las disposiciones del título 10 del CFR, art. 71, los recipientes blindados de transporte deben estar diseñados para asegurar la seguridad de criticidad. Los análisis de seguridad de estos recipientes blindados de transporte se basan actualmente en la suposición de que los conjuntos combustibles son no irradiados, esto es, el contenido fisionable sea el mismo que el conjunto acabado de fabricar. Esta suposición es conservadora en el caso de combustible nuclear gastado, en cuanto los isótopos fisionables han sido quemados como resultado del uso del conjunto combustible en un reactor y, por consiguiente, el contenido en isótopos fisionables del conjunto es mucho menor que el del contenido acabado de fabricar.

La capacidad de transporte de recipientes blindados puede resultar severamente limitada por la presunción del "combustible fresco", en cuanto existen unos márgenes de seguridad de criticidad más amplios en el caso del conjunto combustible gastado. Si se pudiera tomar crédito de la combustión completa de los conjuntos, ello se traduciría en ahorros de coste en el transporte de los conjuntos combustibles gastados. En el desarrollo de los bidones de soporte de almacenaje en seco del combustible nuclear gastado, la aprobación de una metodología de crédito de la combustión completa en el soporte de la carga de los envases. La metodología de crédito de la combustión completa se basará en una combinación de la combustión completa calculada que utiliza los historiales de los reactores, y las mediciones de las verificaciones de las combustiones completas para verificar los historiales de los reactores.

Al incrementar el énfasis sobre las cuestiones relacionadas con el envío de combustible para su eliminación final, las mediciones y la metodología de la verificación de las combustiones completas adquieren un papel de mayor importancia. La presunción de "combustible fresco" se traduce en unos diseños muy conservadores para los bastidores del combustible gastado, los bidones de envío y el almacenaje de los depósitos de desecho. Estos diseños excesivamente conservadores dan como resultado unos costes incrementados del almacenaje y envío del combustible nuclear gastado.

Con el fin de aprovechar el crédito de la combustión completa para el combustible nuclear gastado, debe adoptarse un procedimiento para verificar de manera fiable el contenido fisionable de los conjuntos combustibles para asegurar que no se excedan los límites de seguridad de criticidad. Los procedimientos típicos de verificación de las combustiones completas, requieren unas mediciones de los conjuntos combustibles para confirmar los historiales de los reactores de enriquecimiento inicial, y del tiempo de combustión completa y de desintegración. Estas mediciones se basan en la determinación del flujo de neutrones y, en algunos casos, en la dosis gamma en las inmediaciones de la línea central del combustible.

La tecnología de las mediciones en los sistemas comerciales actualmente disponibles se basan en unas cámaras de fisión de ²³⁵U para medir la actividad específica de los neutrones y de o bien las cámaras de ionización gamma, los detectores de centelleo gamma o los detectores de semiconductores de estado sólido (HPGe, germanio de gran pureza), para detectar rayos gamma. Las cámaras de fisión y las cámaras de ionización gamma son detectores llenos de gas bastante grandes. Los detectores de rayos gamma de centelleo de Nal (TI) son típicamente grandes y requieren un tubo fotomultiplicador y una defensa para irradiaciones gamma para el funcionamiento en un entorno de combustible gastado. Los detectores de rayos gamma de HPGe requieren un sistema criogénico de nitrógeno líquido o un sistema de enfriamiento electrónico, dado que no son capaces de funcionar como detectores de rayos gamma de resolución sensible a temperaturas más altas. Estos detectores son sensibles a factores medioambientales como por ejemplo la temperatura y el campo intenso de neutrones y de rayos gamma mezclados. Por ejemplo, las cámaras de fisión son sensibles al fondo de rayos gamma y las cámaras de ionización gamma, los detectores de Nal (TI) y los detectores de HPGe son todos sensibles al fondo inducido por neutrones.

Durante el curso del empleo de un conjunto combustible en un núcleo del reactor nuclear, se producen unos actínidos transuránicos mediante una cadena de capturas de neutrones seguida por una desintegración beta. En el combustible de uranio, la cadena de formación de actínidos transuránicos se origina con el ²³⁸U presente en el combustible. Muchos de los actínidos transuránicos se desintegran mediante fisión espontánea, un proceso que va acompañado por la emisión de neutrones asociado con la fisión. Una fuente secundaria de neutrones existe en los combustibles óxidos donde los neutrones pueden producirse por medio de la acción de partículas alfa energéticas (fundamentalmente a partir de la desintegración de actínidos transuránicos) o el isótopo ¹⁸O de oxígeno. Se ha demostrado por muchos trabajadores que la actividad específica de los neutrones del combustible gastado está relacionada con la combustión completa. Las relaciones matemáticas detalladas entre la velocidad de emisión de neutrones y la combustión completa han sido también inferidas utilizando mediciones sobre los conjuntos combustibles gastados. La forma funcional de esta relación es que la velocidad de emisión de neutrones es una función de la combustión completa del conjunto elevada a una potencia. Las variables que afectan a la velocidad de emisión de neutrones son por ejemplo el tipo de combustible, el enriquecimiento inicial, el historial de la potencia y el tiempo de desintegración desde la descarga del conjunto combustible del reactor.

Aunque los isótopos de plutonio que se fisionan espontáneamente y los emisores alfa de plutonio son la fuente dominante de neutrones durante el primer ciclo de funcionamiento del combustible, la exposición del núcleo del reactor más prolongada se traduce en la producción de isótopos de curio los cuales se convierten en la fuente predominante de la actividad específica de los neutrones para el conjunto combustible gastado. La mayoría de la emisión de neutrones procederá del ²⁴²Cm (vida media de 163 días) y del ²⁴⁴Cm (vida media de 17,9 años). Para tiempos de desintegración de más de unos pocos años, el ²⁴⁴Cm será la fuente más importante de la actividad específica de los neutrones de un conjunto combustible gasta- do.

Para tiempos de desintegración más cortos, la actividad de los neutrones de ²⁴²Cm debe tomarse en consideración. Aunque la forma funcional en general cubre todos los conjuntos combustibles de un diseño concreto con diferentes exponentes para diferentes tipos de diseños, la curva se desplazará con el enriquecimiento inicial. Por consiguiente, el conocimiento tanto del enriquecimiento inicial como del tiempo desde la descarga (tiempo de desintegración) son necesarios para relacionar con precisión la velocidad de emisión de neutrones observada con respecto a la combustión completa.

Típicamente una combinación de mediciones de neutrones y de historiales de reactores se utiliza para determinar la combustión completa del combustible. En algunos casos, se utilizan unas mediciones de rayos gamma de rayos gamma de isótopos de producto de fisión (fundamentalmente ¹³⁷Cs) como verificación del tiempo de desintegración. Ya sea la velocidad de desintegración de rayos gamma bruta dividida por la velocidad de emisión de neutrones puede ser relacionada con grupos de conjuntos con unos tiempos de descarga comunes, o bien la relación de las velocidades de desintegración gamma de ¹³⁴Cs a ¹³⁷Cs se mide directamente para determinar el tiempo de desintegración. El ¹³⁴Cs tiene una vida media de 2,06 años y el ¹³⁷Cs tiene una vida media de 30,1 años de forma que la relación de la velocidad...

1. Un procedimiento para determinar la aceptabilidad del emplazamiento de un nuevo conjunto combustible gastado dentro de un recipiente de almacenaje de combustible gastado en el que hay un número X de conjuntos combustibles gastados que rodean el emplazamiento del nuevo conjunto combustible gastado, caracterizado porque comprende las etapas de:

la generación de una serie de curvas de enriquecimiento con respecto a la combustión completa actual, representando cada curva un número diferente de los X + 1 conjuntos combustibles gastados que tienen una distribución de combustión completa axial adversa habitualmente utilizada;

la determinación de la distribución de combustión completa axial efectiva de cada uno de los X + 1 conjuntos combustibles;

la anotación de cuántos de los X + 1 conjuntos combustibles gastados tienen la distribución de combustión completa axial adversa;

la identificación de cuál de la serie de curvas se aplica al nuevo conjunto combustible a partir del número de conjuntos combustibles gastados anotados como teniendo la distribución de combustión completa axial adversa;

el hallazgo del punto del gráfico en el cual está trazada la curva aplicable que corresponde a una combustión completa actual y un enriquecimiento inicial para el nuevo conjunto combustible gastado; y

la determinación de si el punto sobre el gráfico está por encima de la curva aplicable.

2. El procedimiento de la reivindicación 1 caracterizado porque X es igual a tres.

3. El procedimiento de la reivindicación 2 caracterizado porque el límite en la serie de curvas asciende a cinco curvas.

4. El procedimiento de la reivindicación 1 caracterizado porque el límite del número de curvas de la serie de curvas es igual a X + 2.

5. El procedimiento de la reivindicación 4 caracterizado porque a serie de curvas X + 2 comprende cinco curvas separadas una por encima de la otra representando la curva de más arriba todos los conjuntos combustibles que tienen la distribución de combustión completa axial adversa y no representando la curva situada más abajo ninguno de los X + 1 conjuntos combustibles gastados que tienen la distribución de combustión completa axial adversa, representando cada una de las curvas intermedias un número diferente de los X + 1 conjuntos combustibles que tienen la combustión completa axial adversa, en orden ascendente.

6. El procedimiento de la reivindicación 1 caracterizado porque los puntos sobre la curva indican que el emplazamiento del nuevo conjunto combustible es aceptable.