Cálculo de la potencia de decaimiento de los elementos combustibles almacenados en la pileta de una central nuclear tipo CANDU

Abstract

En este trabajo se realizó una evaluación de la potencia térmica decaimiento que se debe extraer de una pileta de almacenamiento de elementos combustibles irradiados de uranio natural para una Central Nuclear tipo CANDU, como la Central Nuclear de Embalse. Se estudiaron tres casos: (1) en condiciones de operación normal del reactor sin extracción de combustibles gastados de la pileta, (2) operación normal con necesidad de una descarga de emergencia de medio núcleo y (3) en operación normal del reactor con campañas de ASECQ (Almacenamiento en Seco de Elementos Combustibles Quemados), donde los combustibles irradiados que hayan estado decayendo en pileta 6 años o más, son trasladados a silos de almacenamiento en seco.En el caso (1) la potencia total acumulada al llenarse la pileta es de 1,58 MW; para el caso (2) este valor sube a 3,83 MW. Considerando el caso de operación normal con campañas de ASECQ (caso 3), la potencia térmica que se acumula en la pileta tiende a 1,50 MW, extendiéndose la vida útil de la pileta. En un elemento combustible gastado, irradiado hasta el quemado de extracción, se observó que en los primeros días, los productos de fisión que más aportan al calor son La140 (≈28%) e I132 (≈13%), mientras que dentro de los actínidos los que más aportan son U239 (≈51%) primero y Np239 (≈99%) después. Para el final del período de análisis (≈6300 días), los nucleídos que dominan en el aporte son: Y90 (≈38%) y Ba137m (≈40%) para los productos de fisión, y Am241 (≈50%) y Pu240 (≈26%) para los actínidos.