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El pasado  4 de diciembre, en la Sala de Grados de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales de la UNED, en Madrid, Xandra Campo Blanco, investigadora en el Laboratorio de Patrones Neutrónicos de CIEMAT, defendió su tesis “Caracterización de una instalación de almacenamiento de combustible nuclear gastado y de un nuevo material de blindaje neutrónico” obteniendo la calificación de Sobresaliente Cum Laude, con recomendación para el Premio Extraordinario de Doctorado. La tesis ha sido desarrollada en el Laboratorio de Patrones Neutrónicos (LPN) de CIEMAT, en el marco del Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales de la UNED, y gracias a convenios de colaboración establecidos con dos empresas privadas, Centrales Nucleares Almaraz-Trillo (CNAT) y Equipos Nucleares S. A. (ENSA).

El objetivo último de la tesis presentada ha sido contribuir a mejorar la problemática del almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares españolas, que prácticamente han agotado la capacidad de sus piscinas de combustible gastado. A la espera de la construcción del Almacén Temporal Centralizado, las centrales nucleares han puesto o están poniendo en marcha sus propios Almacenes Temporales Individuales para el almacenamiento en seco del combustible gastado en contenedores. Esta problemática es importante porque las centrales nucleares no pueden operar, y por tanto producir energía eléctrica si no tienen capacidad para gestionar el combustible gastado que producen.

Para ello, y aprovechando el reciente establecimiento de un sistema de metrología neutrónica en España, materializado en el Laboratorio de Patrones Neutrónicos del CIEMAT, se han desarrollado metodologías en base a técnicas bien establecidas en el campo de la metrología de neutrones para su aplicación en el campo de la industria nuclear. Concretamente, se han implementado metodologías para la caracterización metrológica de campos neutrónicos de trabajo y la caracterización de materiales de blindaje neutrónico en campos neutrónicos estandarizados.

En particular, se ha estudiado el caso de la central nuclear de Trillo, cuyo Almacén Temporal Individual (ATI) está licenciado para almacenar 80 contenedores tipo DPT. Sin embargo, en 2016 se completaba a efectos prácticos la capacidad de almacenamiento del ATI con 32 contenedores DPT, debido a los requisitos de la licencia del contenedor respecto al enriquecimiento, quemado y enfriamiento del combustible gastado que pueden almacenar. Por ello, la central nuclear de Trillo inició el proceso de re-licenciamiento del ATI, empleando el nuevo contenedor ENUN 32P. Sin embargo, los cálculos de diseño para el licenciamiento de una instalación de almacenamiento de combustible gastado son muy conservadores, y en este contexto, se ha realizado una caracterización dosimétrica detallada de los campos neutrónicos de trabajo presentes en el ATI, cuyos resultados han servido para evaluar el margen dosis en el ATI respecto al límite establecido por el Consejo de Seguridad Nuclear y facilitar el re-licenciamiento de la instalación.

Los contenedores de combustible gastado DPT y ENUN 32P emplean como blindaje neutrónico el material comercial NS4FR, que se suministra en forma de polvo tri-componente que hay que mezclar y verter en las localizaciones específicas del contenedor para el blindaje neutrónico. Por ello, la empresa que fabrica ambos contenedores, ENSA, ha diseñado un nuevo material de blindaje neutrónico basado en el material comercial Borotron UH050, que a diferencia del NS4FR, se suministraría en forma sólida, facilitando la fabricación del contenedor. En este contexto, se ha realizado una evaluación de las propiedades de blindaje del nuevo material de en campos neutrónicos y gamma estandarizados, cuyos resultados han servido para determinar si el nuevo material iguala las propiedades del material usado actualmente y su viabilidad para sustituirlo en la fabricación del nuevo contenedor ENUN 32P.

Esta tesis es uno de los estudios más completos realizados hasta la fecha de una instalación de almacenamiento de combustible gastado en seco. Primero, porque se ha realizado una caracterización dosimétrica detallada y extensa respecto a radiación neutrónica del ATI de la central nuclear de Trillo que incluye el propio edificio del ATI, el contenedor, y el material de blindaje neutrónico empleado en el contenedor. Segundo, porque se ha empleado para ello una combinación de técnicas experimentales de espectrometría neutrónica y dosimetría neutrónica y gamma así como simulación Monte Carlo. Los resultados obtenidos han demostrado el amplio margen respecto al límite de dosis establecido en el exterior del ATI y han sido empleados como referencia en el re-licenciamiento del ATI para alcanzar un equilibrio entre la necesidad de capacidad de almacenamiento y de cálculos de diseño conservadores. Además, no sólo se ha caracterizado el sistema de almacenamiento en su estado actual, sino que se ha evaluado un nuevo material de blindaje neutrónico diseñado por ENSA que podría sustituir potencialmente al empleado actualmente en los contenedores. Los resultados obtenidos han demostrado que este nuevo material es tan eficiente como el NS4FR para blindaje neutrónico pero menos eficiente para blindaje gamma, requieriéndose espesores un 20 % mayores para igualar las propiedades de blindaje gamma, por lo que su viabilidad para emplearlo en los contenedores ha sido descartada.

Las líneas de investigación abiertas en esta tesis han encontrado continuidad,  y el Laboratorio de Patrones Neutrónicos ha mantenido contactos con otra central española interesada en caracterizar su ATI, y sigue en contacto con ENSA para continuar la búsqueda de un nuevo material para sustituir al empleado actualmente en sus contenedores. Además, de esta tesis se han derivado tres contribuciones a congresos internacionales y seis a congresos nacionales y cuatro publicaciones en revistas internacionales indexadas en JCR:

Study of the neutron field around ENSA-DPT spent fuel transport and storage casks. R. Méndez, X. Campo, M. Embid, A. Ortego, M. Novo, J. Sanz. Applied Radiation and Isotopes, 140, 151-156, 2018.

Neutron field characterization at the independent spent fuel storage installation of the Trillo nuclear power plant. X. Campo, R. Méndez, M. Embid, A. Ortego, M. Novo, J. Sanz. Applied Radiation and Isotopes, 135, 33-39, 2018.

Experimental evaluation of neutron shielding materials. X. Campo, R. Méndez, M. A. de Sousa Lacerda, D. Garrido, M. Embid, J. Sanz. Radiation Protection Dosimetry, 180 (1-4), 382385, 2018.

Neutron characterization of ENSA-DPT type spent fuel cask at Trillo Nuclear Power Plant. R. Méndez, X. Campo, M. Embid, C. A. Yéboles, R. Morales, M. Novo, J. Sanz. Radiation Protection Dosimetry, 180 (1-4), 391394, 2018.

IMÁGENES

Imagen 1: Defensa Tesis Doctoral – portada.

Imagen 2: Defensa Tesis Doctoral – tribunal.

Imagen 3: Defensa Tesis Doctoral – doctoranda.

Imagen 4: Medidas en la Central Nuclear de Trillo – exterior del ATI – monitor con torres de refrigeración.

Imagen 5: Medidas en la Central Nuclear de Trillo – interior del ATI – contenedor tumbado.

Imagen 6: Medidas en la Central Nuclear de Trillo – interior del ATI – en la parte superior del contenedor.

Imagen 7: Medidas en la Central Nuclear de Trillo – interior del ATI – a media altura del contenedor.

Imagen 8: Medidas de los materiales de blindaje neutrónico – búnker de irradiación del LPN.

Imagen 9: Medidas de los materiales de blindaje neutrónico – espectrometría neutrónica.