Validación de modelos de cálculo de activación de agua refrigerante en reactores de investigación.
Tanto la seguridad nuclear como la protección radiológica tienen como objetivo proteger a los individuos y al medio ambiente de la exposición a radiaciones provenientesde instalaciones nucleares, sin restringir sus actividades. Para lograrlo se deben cumplir las tres funciones fundamentales de segu...
Guardado en:
| Autor principal: | |
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| Formato: | Tesis NonPeerReviewed |
| Lenguaje: | Español |
| Publicado: |
2019
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| Materias: | |
| Acceso en línea: | http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/829/1/1Gray.pdf |
| Aporte de: |
| Sumario: | Tanto la seguridad nuclear como la protección radiológica tienen como objetivo proteger a los individuos y al medio ambiente de la exposición a radiaciones provenientesde instalaciones nucleares, sin restringir sus actividades. Para lograrlo se deben cumplir
las tres funciones fundamentales de seguridad: control de reactividad, remoción del calor residual y confinamiento del material radiactivo. Esta ultima función se logra blindando las fuentes de radiación y controlando las emisiones radiactivas previstas o
accidentales. Los blindajes ademas forman parte de los sistemas de protección contra la radiación externa, junto con la reducción del tiempo de exposición y el incremento de la distancia a la fuente, permitiendo reducir la dosis en el personal de instalaciones
nucleares.
En los reactores de investigación, el agua refrigerante constituye una fuente de radiación que se debe blindar. Al atravesar el núcleo, algunos de los isotopos que contiene el agua se activan para luego decaer en todo el circuito del primario. Esto genera radiaciones de distintos tipos, en particular gamma de media y alta energía a la que los operadores quedan expuestos, recibiendo dosis en la sala de bombas, boca de tanque y hall del reactor.
Se plantea un modelo para calcular la activación de los diferentes isotopos contenidos en el agua de refrigeración de un reactor de investigación. Este modelo es utilizado por la empresa INVAP de forma general aplicándolo a distintos reactores. En este estudio
se emplea el modelo para determinar la actividad del agua en el Reactor RA-6, de tipo pileta abierta y flujo descendente, para luego validarlo experimentalmente.
La determinación experimental de la actividad del primario del RA-6 se realiza midiendo una muestra de agua con un detector de germanio hiperpuro. Se emplea también un centellador NaI(Tl) que posibilita las mediciones directas en la sala de
bombas. Conociendo las energías de decaimiento de los radioisótopos considerados, se pueden identificar en el espectro adquirido del detector los picos correspondientes. El calculo de la actividad de la muestra esta ligado al número de cuentas de los picos identi ficados. Dada la buena resolución del detector de germanio hiperpuro, se lo prefiere para la cuantificación de la actividad de cada radioisótopo.
Resulta necesario validar los métodos analíticos empleados en el calculo, tanto de la actividad como de cualquier parámetro, con determinaciones experimentales. Se busca verificar que el modelo reproduce de forma confiable los fenómenos modelados.
La validación del modelo respalda luego la aplicación del mismo en otros reactores
similares.
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