Cálculo de Dosimetría de combustible gastado con el método de Monte Carlo mediante la aplicación de técnicas de reducción de varianza basadas en el flujo adjunto

[ES] El presente trabajo tiene como objetivo el cálculo y estudio dosimétrico de un sistema de almacenamiento de combustible nuclear gastado. Para llevar a cabo este cometido se emplean códigos de transporte, en concreto se utilizará el código MAVRIC. El almacenamiento de combustible gastado es una etapa importante en el ciclo del combustible nuclear, por ello, uno de los grandes retos en los países con centrales nucleares operativas es la manera de almacenar su combustible cuando no sea apto para su utilización. Aunque actualmente la mayoría de estos combustibles son almacenados de manera temporal en las piscinas de combustible gastado, en los últimos años, debido a la problemática de espacio y a ciertos problemas de seguridad, muchos países están optando por contenedores de almacenamiento en seco, similares al estudiado en este proyecto. El código utilizado, MAVRIC (Monaco with automated variance redution using importance calculations) es un código incluido en la plataforma SCALE y usado para llevar a cabo el transporte de radiación en los problemas que son demasiados complicados para el método estándar de Monte Carlo. El objetivo de este código es el cálculo de flujos y dosis con bajos errores estocásticos en tiempos razonables. La importancia de la realización de este proyecto deriva entonces en el cálculo de la radiación emitida por estos contenedores de almacenamiento en seco. Para ello, se ha modelado tanto el combustible gastado de un reactor PWR, como su correspondiente contenedor en seco y se han colocado estratégicamente unos detectores, de acuerdo a la normativa. En resumen, se han obtenido unos resultados muy fiables que garantizan el complimiento de la ley vigente y la seguridad de esta alternativa real al almacenamiento en las piscinas de combustible.
[CA] El present treball té com a objectiu el càlcul i estudi dosimètric d’un sistema d’emmagatzematge de combustible nuclear gastat. Per a dur a terme aquest comés, s’utilitzen còdecs de transport, en concret s’utilitzarà el còdec MAVRIC. L’emmagatzematge de combustible gastat és una etapa molt important en el cicle del combustible nuclear, per això, un dels grans reptes en els països amb centrals nuclears operatives és la manera d’emmagatzemar el seu combustible quan no siga apte per a la seua utilització. Encara que actualment la majoria d’aquests combustibles son emmagatzemats de forma temporal en les piscines de combustible gastat, en els últims anys, a causa de la problemàtica d’espai i a certs problemes de seguretat, molts països estan optant per contenidors d’emmagatzematge en sec, similars a l’estudiat en este projecte. El còdec utilitzat, MAVRIC (Monaco with Automated Variance Reduction using Imporance Calculations), és un còdec inclòs en la plataforma SCALE i usat per a dur a terme el transport de radiació en els problemes que són massa complicats per al mètode estàndard de Monte Carlo. L’objectiu d’aquest còdec és el càlcul de fluixos i dosis amb baixos errors estocàstics en temps raonables. La importància de la realització d’este projecte deriva aleshores en el càlcul de la radiació emesa per els contenidors d’emmagatzematge en sec. Per a realitzar-ho, s’ha modelat tant el combustible gastat d’un reactor PWR, com la geometria del seu corresponent contenidor en sec i s’ha col·locat estratègicament uns detectors, segons la normativa. En resum, s’han obtingut resultats molt fiables, que garantixen el compliment de la llei vigent i la seguretat d’esta alternativa real a l’emmagatzematge en les piscines de combustible.
[EN] The aim of the current project is the calculation and the dosimetric study of a spent nuclear fuel storage system. In order to do this, transport codes are employed, specifically the MAVRIC code. The storage of spent fuel is an important stage in the nuclear fuel cycle, thus, one of the biggest challenges in countries with operative nuclear power plants is how to storage their fuel when it is not suitable for usage. Although currently most of this fuel is stored temporary in spent fuel pools, in recent years, due to space issues and certain safety problems, many countries have been choosing dry storage containers, similar to the one studied in this project. The code used, MAVRIC (Monaco with Automated Variance Redution Using Importance Calculations), is included in the SCALE platform and used to perform the radiation transport in problems too difficult for the standard Monte Carlo method. The objective of this code is the calculation of flows and doses with low stochastic errors in reasonable times. The importance of the performance of this project leads to the calculation of the emitted radiation by these dry storage containers. To do this, a PWR reactor spent fuel and its corresponding dry storage container have been modelled and some detectors have been strategically placed in accordance with the regulations. In short, very reliable results have been obtained which guarantee compliance with the applicable law, and the safety of this real alternative to storage in fuel pools.