Plan conceptual de irradiación para ensayos de un componente de aplicación nuclear

Abstract

En este trabajo se propone un plan conceptual de irradiación y ensayos posteriores para estudiar el comportamiento bajo irradiación del componente elástico del elemento combustible del CAREM 25. La propuesta incluye el ensayo mecánico de cinco lotes de cinco componentes elásticos cada uno. Cuatro de los cinco lotes serán previamente irradiados en el reactor RA-10 durante distintos tiempos. De esta manera, se podrá evaluar cómo varía el comportamiento del componente en función de la fluencia recibida tomando como línea de base los resultados de los ensayos del lote que no fue sometido a irradiación. Se realizaron cálculos de actividad y tasa de dosis para poder estimar los tiempos involucrados en las tareas de irradiación y tomar consideraciones de seguridad radiológica a la hora de trasladar y manipular material irradiado. Los resultados obtenidos podrán el ser tomados como punto de partida para poder iniciar las tareas asociadas a este estudio. Para los cálculos se utilizó el paquete de modelado y simulación computacional SCALE del Oak Ridge National Laboratory. Puntualmente para los cálculos de activación se empleó el módulo ORIGEN mientras que para los cálculos de tasas de dosis se hizo uso del módulo MAVRIC. Asimismo, se requirió el uso del módulo COUPLE para generar una biblioteca de secciones eficaces para ser utilizada posteriormente por ORIGEN. Para poder utilizar la herramienta de cálculo con confiabilidad, se validaron sus resultados con un enfoque basado en simulaciones de benchmarks experimentales; es decir, se reprodujeron resultados y se compararon con las tasas de dosis detectadas en materiales previamente irradiados. Por último, se propusieron líneas de trabajo a futuro.

In this dissertation, a preliminary plan for irradiation and subsequent tests is proposed to study the behavior under irradiation of an elastic component of the CAREM 25 fuel element. The proposal includes the mechanical testing of five batches of five elastic components each. Four of the five batches will be previously irradiated in the RA 10 reactor for different times. In this way, it will be possible to evaluate how the behavior of the component varies depending on the fluence received, taking as a baseline the results of the tests of the batch that was not subjected to irradiation. Activity and dose rate calculations were carried out in order to estimate the times involved in the irradiation tasks and take radiation safety considerations when transporting and handling the irradiated material. The results obtained can be taken as a starting point to begin the tasks associated with this study. The SCALE computer simulation and modeling package from Oak Ridge National Laboratory was used for the calculations. Specifically, the ORIGIN module was used for activation calculations, while the MAVRIC module was used for dose rate calculations. Likewise, the use of the COUPLE module was required to generate a library of cross sections to be later used by ORIGEN. In order to use the calculation tool reliably, its results were validated with an approach based on experimental benchmark simulations; that is, results were reproduced and compared with dose rates detected in previously irradiated materials. Finally, different working lines were proposed.