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dc.contributorTapia Fernández, Carlos
dc.contributor.authorGómez Asensio, Marc
dc.contributor.otherUniversitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear
dc.date.accessioned2015-01-23T14:38:54Z
dc.date.available2015-01-23T14:38:54Z
dc.date.issued2014-11
dc.identifier.urihttp://hdl.handle.net/2099.1/24709
dc.description.abstractEl presente proyecto final de carrera titulado “Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua” se enmarca en el ámbito de la seguridad nuclear y la protección radiológica, y nace a raíz del accidente de la central nuclear japonesa de Fukushima Daiichi en 2011. Tras el accidente, el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) instó a sus países miembros a realizar acciones de mejoras en sus centrales nucleares. En la Unión Europea (UE), y en concreto en España, se realizaron pruebas de resistencia o “stress test” para comprobar el estado de las centrales en materia de seguridad nuclear. El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), tras evaluar dichas pruebas, obligó a algunas centrales nucleares españolas a realizar nuevos cálculos de la tasa de dosis en función del nivel de agua de la piscina de combustible. El proyecto consiste en una evaluación de la seguridad radiológica de la piscina de combustible gastado durante accidentes de pérdida de agua. Los objetivos de la evaluación de seguridad son los siguientes: • Descripción y modelización de una piscina de combustible gastado genérica. • Cálculos de la tasa de dosis en el borde de la piscina de combustible con diferentes niveles de agua. • Evaluación de los resultados obtenidos aplicando el reglamento sobre protección sanitaria contra las radiaciones ionizantes, publicado por el CSN. La caracterización de las fuentes de radiación gamma y de neutrones se realiza mediante el código de simulación ORIGEN-S, el cual permite obtener los términos fuente asociados. Su obtención es el punto de partida para la posterior estimación de la tasa de dosis en función del nivel de agua en la piscina y la evaluación de dicha dosis en situaciones accidentales. Mediante el método de Monte Carlo, realizado con el código MAVRIC, se estima que la altura mínima de agua por encima del combustible para permitir el acceso al edificio de combustible es de 0,45 metros y se clasifica como zona controlada de permanencia reglamentada, por tratarse de una situación de emergencia. El tiempo que tarda la piscina en vaciarse, en un escenario de pérdida del sistema de refrigeración de la piscina, y llegar al nivel del combustible es de 33,21 horas. Se recomienda disponer de medios alternativos, fijos y portátiles, para aportar agua a la piscina sin necesidad de acceder al interior del edificio de combustible.
dc.language.isospa
dc.publisherUniversitat Politècnica de Catalunya
dc.rightsAttribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Spain
dc.rights.urihttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/
dc.subjectÀrees temàtiques de la UPC::Economia i organització d'empreses::Seguretat industrial
dc.subjectÀrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Seguretat nuclear
dc.subject.lcshSpent reactor fuels –- Storage -- Security measures
dc.subject.lcshCombustibles nuclears gastats -- Emmagatzematge -- Mesures de seguretat
dc.titleAnálisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua
dc.typeMaster thesis (pre-Bologna period)
dc.rights.accessOpen Access
dc.audience.educationlevelEstudis de primer/segon cicle
dc.audience.mediatorEscola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona
dc.provenanceAquest document conté originàriament altre material i/o programari no inclòs en aquest lloc web
dc.audience.degreeENGINYERIA INDUSTRIAL (Pla 1994)


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