Diseño del blindaje radiológico del Contenedor de Manejo de Cápsulas para el almacenamiento de combustible gastado en el Almacén Temporal Centralizado (ATC)

Abstract

El almacenamiento temporal centralizado que se contempla para llevarlo a cabo en el territorio español tiene como objetivo fundamental la gestión y almacenamiento del combustible gastado, los residuos de alta actividad y los residuos especiales. Estos residuos procederán de las actividades de reprocesado así como del desmantelamiento de centrales nucleares españolas.
El almacenamiento del combustible gastado y los residuos de alta actividad tendrá lugar en bóvedas, sin embargo los residuos especiales se almacenarán en naves de hormigón.
Adicionalmente a la funcionalidad principal, el ATC está concebido para poder realizar una labor de investigación y análisis del comportamiento y características de los residuos radiactivos y los elementos combustibles que llegan a la instalación. Este centro tecnológico representa el segundo gran módulo en el que se puede dividir el ATC junto con la instalación nuclear, en cuanto a las funciones principales del complejo. Ya que otra función a destacar es la posibilidad que ofrece la instalación de gestionar los propios residuos que se generan por el funcionamiento normal del ATC.
El ATC está formado por varios edificios que están organizados teniendo en cuenta la actividad que se desarrolla en cada uno de ellos. Por un lado están todos aquellos edificios en los que se va a tratar con material radiactivo y por tanto necesita de una seguridad y control mucho más exhaustivo que aquellos edificios en los que se realiza una actividad diferente a la gestión y tratamiento de material radiactivo.
En el caso que se trata en este proyecto, es de especial interés el área de manejo, la cual se encuentra situada dentro de la zona doblemente vallada, conocida como área controlada, y es donde se localizan todos los edificios que tratan con material y residuos radiactivos.
En el área de manejo se encuentra la máquina de transporte de cápsulas que las lleva a las bóvedas para ser almacenadas en los pozos verticales. Formando parte de este proceso de transporte y de la máquina de manejo se encuentra el contenedor de manejo de cápsulas. Sobre este contenedor se llevará a cabo el diseño del blindaje radiológico a partir del cual se obtendrán una serie de resultados. A partir de estos resultados obtenidos se desarrollará un análisis, para el que se tendrán en cuenta los valores máximos de dosis, 20 mSv/año, así como los valores de dosis buscados en el área de manejo para así contar con unas horas adecuadas de los operarios, lo que permita realizar su labor de manera segura.
Una vez entendido y analizado el entorno en el que opera el contenedor de manejo de cápsulas se llevó a cabo el modelo el cual se introduciría en el programa MCNP conjuntamente con el programa VISEDX. El MCNP está sujeto a un código en el cual se deben definir una serie de parámetros para poder llevar a cabo la simulación del modelo planteado. Estos parámetros son: las celdas, las superficies con sus dimensiones geométricas, los materiales que componen cada celda con el porcentaje en peso de los elementos que componen el material, el término fuente de emisión de partículas y los tallies en los que se determina el tipo de información que se quiere obtener de la simulación. Finalmente se determinan los detectores tanto su disposición espacial como su geometría, siendo los puntos donde se recogerán los valores de dosis buscados.
Una vez obtenido el modelo a través de la geometría expuesta y los datos de partida con los que se pudieron definir los parámetros implicados en el modelo como el término fuente, las dimensiones de cada celda y los materiales que componen cada una de las superficies, se procedió a realizar las simulaciones y obtención de resultados.
Se llevaron a cabo cuatro simulaciones diferentes ya que se propusieron cuatro espesores diferentes para las capas del blindaje del contendor de manejo, siendo dicho blindaje el formado por las capas de acero interior, NS41 y acero exterior.
Los espesores propuestos a partir de los que se realizaron las simulaciones son:
• 10-10-10
• 20-20-10
• 28-30-10
• 30-40-10
Con dichos blindajes y determinando la posición de los detectores que se situarían a 10 cm, 50 cm, 100 cm, 150 cm, 200 cm y 250 cm del centro de la superficie lateral del blindaje; se obtuvieron los valores de dosis expresados en μSv/h.
En el caso del “room return” se ha evaluado su implicación en los resultados mediante una consideración conservadora en la que se atribuye un 50 % adicional al efecto del “room return” sobre los resultados obtenidos.
Como análisis final del proyecto se evalúo la implicación de la masa, viendo en dicho análisis la influencia con la dosis obtenida, mediante la cual se obtuvieron una serie de horas/año máximas que podían tener acceso los operarios en el área de manejo cuando el contendor está cargado, teniendo en cuenta la dosis máxima permitida de 20 mSv/año y la clasificación de zona controlada que sitúa su valor mínimo en 6 mSv/año.
El estudio se prosiguió con el cálculo de las horas/año de acceso en función de la clasificación del área, en base a la dosis obtenida en el detector que se encuentra más próximo al contenedor, ya que sería la dosis que recibiría el operario que tuviera que hacer algún tipo de reparación o actuación sobre el contendor y la cápsula que transporta.
Finalmente se obtuvo la comparativa entre la masa del blindaje y las horas de acceso por año en función de la dosis obtenida a 10 cm del blindaje. Se pudo llegar a la conclusión de que el blindaje de 28-30-10 sería el más adecuado al tener una relación de su masa y de las horas permitidas de acceso por año mejores que cualquiera de los otros blindajes. Siempre que se considere que las horas que supone dicho blindaje sean compatibles con la seguridad de los operarios y de las personas que trabajan en la instalación, teniendo que escoger un blindaje con mayor número de horas disponibles en caso que no se asegure la seguridad total con el blindaje de 28-30-10.