Examinando por Autor "Tomasi, Gabriel"

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    Cálculo del blindaje de recintos de purificación del sistema primario de la Central Nuclear CAREM 25
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Olcese, Julia; Tomasi, Gabriel; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El presente trabajo consiste en la evaluación del blindaje necesario en los recintos en los cuales se dispondrán los filtros y resinas del sistema de purificación del agua del sistema primario de la central nuclear de potencia CAREM 25 de acuerdo al avance actual de la ingeniería. Para realizar el cálculo del blindaje es necesario en primera instancia conocer el inventario de material radiactivo que será retenido en esos filtros y resinas del tren de purificación. Estos componentes serán una fuente de radiación importante, ya que acumularán durante el período de operación, productos de fisión y de activación en los mismos. Resulta necesario para la ingeniería de la central identificar y estimar las fuentes de radiación importantes, no sólo a fin de determinar blindajes que impactan en la obra civil, sino también con el fin de prever y planificar tareas en torno a los mismos, de modo de evitar exposiciones innecesarias durante operación normal y en parada. Estas tareas, con la consecuente circulación de personal en las inmediaciones de los recintos para la realización de las mismas, pueden significar altas tasas de dosis ocupacionales que deberán mantenerse lo más bajo que sea razonablemente posible alcanzar (principio ALARA). Se adoptó anteriormente en el proyecto la metodología propuesta por la norma “American National Standard ANSI/ANS-18.1-1999 - Radioactive Source Term for Normal Operation of Light Water Reactors” para la estimación del término fuente del agua del primario. La norma provee concentraciones de referencia de distintas corrientes principales para centrales PWR y BWR. Cuando los parámetros de la central en estudio difieren de los parámetros dados para una central de referencia de la normativa, se calculan factores de ajuste que modifican las concentraciones de referencia. Debido a cambios en el diseño de la ingeniería de la central nuclear CAREM 25, ciertos parámetros principales del sistema primario fueron modificados. En el presente trabajo se reevalúa el término fuente del sistema del primario y se infiere a partir del mismo, la retención de material radiactivo que constituye el término fuente en filtros y resinas iónicas del tren de purificación de dicho sistema bajo hipótesis que se describen en cada caso. Teniendo en cuenta aspectos de Lay Out y de Civil, y los términos fuente antes mencionados, mediante el código de cálculo MicroShield, se realizan los cálculos de blindaje correspondientes y se presentan las conclusiones.
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    Desarrollo de metodología y análisis de los sistemas de la Central CAREM-25 para determinar si cumplen el rol de barrera requerido por protección radiológica
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Ruiz Vázquez, María Macarena; Tomasi, Gabriel; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Es de importancia para el proyecto CAREM-25, en su actual etapa de diseño, la correcta clasificación mecánica de sus distintas estructuras, sistemas y componentes, teniendo en cuenta la función de seguridad que deban cumplir dentro de la instalación. Con este fin, en el presente trabajo se analiza cuáles de los distintos sistemas deben asegurar el confinamiento y limitar la liberación del material radiactivo con el fin de proteger al público de las emisiones que pudieran ser liberadas en caso de falla o rotura durante el estado normal de operación. A esta función se la denomina rol de barrera desde el punto de vista de protección radiológica. Este estudio se realiza para sistemas de la Central Nuclear CAREM-25 que no contengan residuos radiactivos, por tener un tratamiento particular fuera del alcance del presente trabajo, y para aquellos no contemplados en una clase mecánica superior por la función de seguridad que cumplen. Este trabajo propone una metodología para llevar a cabo la evaluación de los sistemas anteriormente mencionados y, al no contar en la actualidad con una metodología establecida a nivel nacional, se adoptan diferentes criterios que surgen de la integración de referencias internacionales. Esta integración se refleja en la combinación de dos criterios de evaluación. En primer lugar, se estudian aquellos sistemas cuya actividad específica supera 1 MBq/l, valor adoptado del UK EPR Pre-construction Safety Report. Para estos sistemas se simula que el impacto radiológico potencial fuera de la instalación debido a la falla o rotura de sus estructuras, sistemas o componentes, sea en el grupo crítico 5 mSv, el cual es el criterio adoptado de la NRC Regulatory Guide 1.26, considerando distintos escenarios bajo hipótesis conservativas. Para cada uno de dichos escenarios se estima el término fuente que debería liberarse dentro de la instalación para obtener el impacto radiológico anteriormente mencionado, de manera tal de poder evaluar si los sistemas estudiados deben cumplir el rol de barrera debido a aspectos radiológicos. Posteriormente, en conjunto con otras áreas técnicas, debe analizarse la factibilidad de ocurrencia de liberación del término fuente anteriormente mencionado. En el caso de que dicha liberación resulte factible, se elevará la consecuente necesidad de clasificación mecánica desde el punto de vista de protección radiológica, para así asegurar el confinamiento del material radiactivo y limitar su liberación protegiendo al público de las potenciales emisiones.