Criticality calculation with burnup credit of a PWR spent nuclear fuel pool

Abstract

[ES] Los avances en ingeniería y tecnología nuclear han permitido aumentar la energía extraída del uranio en los reactores nucleares. Una vez este ha alcanzado su límite, los elementos combustibles de reactores de agua a presión (PWR) son almacenados en piscinas llenas de agua borada, que actúa como blindaje radiactivo y refrigerante, antes de ser retirados definitivamente del recinto de la central nuclear.

En este trabajo se analizará la composición isotópica del combustible gastado para garantizar que cumple las condiciones de seguridad nuclear y protección radiológica empleando la metodología conocida como crédito al quemado. Para ello se calculará el quemado dentro del reactor teniendo en cuenta la heterogeneidad en la distribución axial de potencia generada en las varillas de combustible.

Se utilizarán para los cálculos y posterior análisis, respectivamente, los códigos POLARIS y KENO-VI, pertenecientes al sistema de códigos SCALE 6.2.4.

[CA] Els avanços en enginyeria i tecnologia nuclear han permés augmentar l’energia extreta de l’urani en els reactors nuclears. Una vegada este ha aconseguit el seu límit, els elements combustibles de reactors d’aigua a pressió (PWR) són emmagatzemats en piscines plenes d’aigua borada, que actua com a blindatge radioactiu i refrigerant, abans de ser retirats definitivament del recinte de la central nuclear. En este treball s’analitzarà la composició isotòpica del combustible gastat per a garantir que complix les condicions de seguretat nuclear i protecció radiològica emprant la metodologia coneguda com a crèdit al cremat. Per a això es calcularà el cremat dins del reactor tenint en compte l’heterogeneïtat en la distribució axial de potència generada en les vares de combustible. S’utilitzaran per als càlculs i posterior anàlisi, respectivament, els codis POLARIS i KENO-VI, pertanyents al sistema de codis SCALE 6.2.4.

[EN] Developments in nuclear technology and engineering have made it possible to increase the energy extracted from uranium in nuclear reactors. Once this energy has reached its maximum, the fuel elements of pressurized water reactors (PWR) are stored in pools filled with borated water, which acts as radioactive shielding and coolant, before being removed permanently from the nuclear power plant site.

In this thesis, the isotopic composition of the spent fuel will be analysed to ensure that it meets nuclear safety and radiological protection standards, following the burnup credit methodology. The burnup inside the reactor will be calculated considering the heterogeneity in the axial power distribution generated in the fuel rods.

POLARIS and KENO-VI codes, belonging to the SCALE 6.2.4 code system, will be used for the calculations and subsequent analysis, respectively.