Estudio de seguridad radiologica de una instalación de Almacenamiento Temporal Centralizado (ATC) de combustible gastado y residuos de alta actividad

Abstract

El presente proyecto final de carrera titulado “Estudio de Seguridad Radiológica de una Instalación de Almacenamiento Temporal Centralizado (ATC) de Combustible Gastado y Residuos de Alta Actividad” se enmarca en el convenio de colaboración entre el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Universidad Politécnica de Cataluña (UPC) para el desarrollo de proyectos en el ámbito de la seguridad nuclear y la protección radiológica. El ATC es la solución escogida por el Parlamento Español para la gestión inicial del combustible gastado (CG) procedente de las centrales nucleares españolas y los residuos de alta actividad (RAA) generados en el reproceso del combustible nuclear gastado del reactor Vandellós I, los cuales deben retornar a España entre 2010 y 2015. El proyecto consiste en una evaluación de la seguridad radiológica del diseño genérico del ATC propuesto por ENRESA (Empresa Nacional de Residuos Radiactivos S.A.), que tras diversos estudios comparativos entre las diferentes tecnologías disponibles, consideró como solución más idónea el almacenamiento en seco del CG y los RAA en una instalación ATC de superficie. Los objetivos de la evaluación de seguridad son los siguientes: - Caracterización del inventario de residuos radiactivos a almacenar en el ATC y las fuentes de radiación gamma y neutrónica asociadas a éstos. - Descripción de los métodos y sistemas de manipulación, transferencia y almacenamiento de los residuos radiactivos en el ATC. - Estimación del espesor de hormigón de la losa de blindaje de la bóveda de almacenamiento de CG y RAA. - Estimación de las consecuencias radiológicas de los sucesos base de diseño (SBD). 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 del blindaje necesario en la bóveda de almacenamiento y la evaluación de las consecuencias radiológicas de los SBD. Mediante el método de Monte-Carlo, realizado con el código MORSE-SGC, se estima que el espesor de blindaje de la losa de hormigón debe ser de 1,5 metros. El análisis de las consecuencias radiológicas de los SBD concluye que el impacto radiológico al público y/o a los trabajadores profesionalmente expuestos no supera los límites establecidos por la reglamentación para las condiciones normales y anormales de operación del ATC, así como para los accidentes analizados.