06/C309

Desarrollos nucleares orientados a seguridad.
Safety and security oriented nuclear developments.

Director: MAYER,  Roberto Edmundo
Correo Electrónico: mayer@cab.cnea.gov.ar

Integrantes: FLORIDO, Pablo C.; GIMENEZ, Marcelo O.; GONZALEZ, José Héctor; BLOSTEIN, Juan Jerónimo; BRASNAROF, Daniel; BERGALLO, Juan; MARINO, Armando Carlos; TARTAGLIONE, Aureliano; HILAL, Roberto; ZANOCCO, Pablo G.; GARCIA, Matías; LESTANI, Héctor A.; VERTULLO, Alicia; LORENZO CRUVELIER, Gabriel A.; CAPARARO, Luis Jorge; SCHNEEBELI, Máximo; D’AVANZO, Pablo; ARAMAYO Cristian; SANCHEZ, Sergio; CAPUTO, Marcelo Alejandro; VIATELA SASTOQUE, Yrina; MANCILLA, Alberto.

Resumen Técnico: Proyecto orientado a constituir un plan amplio de trabajo que aproveche la preparación de personal formado en Neutrónica y en otras disciplinas del campo nuclear, procurando abarcar desde el lógico desarrollo de resultados de interés tecnológico nuclear, hasta el aprovechamiento de tales conocimientos en procura de soluciones a problemas de actividades convencionales. TAREA 1 Uso de radiaciones emergentes de fuentes pulsadas con fines tecnológicos diversos, las cuales pueden basarse en aceleradores de diversa índole o en plasmas densos. A tal efecto se preven mediciones encaminadas a caracterizar la emisión neutrónica de dispositivos Plasma-Focus, dentro del marco del convenio de colaboración entre varias universidades, CIC y CNEA que ha creado el Programa Interinstitucional de Plasmas Densos (PIPAD, Res.Directorio CNEA No.22/96), dando por resultado la creación del Laboratorio de Plasmas Densos Magnetizados (PLADEMA) en ámbito de la Univ.Nac.del Centro de la Prov.de Bs.As. en Tandil. Acerca del mencionado uso de radiaciones, se prevé su aplicación al desarrollo y prueba, a escala de laboratorio (anterior a definir pruebas de escala ‘piloto’) de métodos para examen no intrusivo en bultos de mercancías, especialmente orientado a revisión de contenedores estándar de transporte, en instalaciones portuarias. También se facilitará la instalación disponible para la irradiación de celdas fotovoltáicas con el fin de caracterizar su degradación por irradiación durante el uso orbital previsto. TAREA 2 Desarrollo e implementación de modelos avanzados para la representación numérica de los distintos sistemas que componen un reactor nuclear de potencia o experimental, incluyendo al núcleo, sistemas primario y secundario y de seguridad. Desarrollo de modelos de cálculos de consecuencias en el emplazamiento. Cálculo y simulación con dichos modelos de la respuesta dinámica del reactor ante perturbaciones y/o fallas de distinta índole y severidad. Cálculo y estudios de consecuencias dosimétricas en hipotéticos accidentes severos. Estos modelos y estudios podrán ser aplicados para brindar soporte al diseño conceptual de reactores avanzados o estudios de seguridad con fines de licenciamiento de centrales actuales. TAREA 3 Se continuará el desarrollo de un elemento combustible para centrales nucleares de agua pesada en base al desarrollo tecnológico nacional. Dicho combustible tiene por objeto mejorar el desempeño de las centrales nucleares argentinas, desde los puntos de vista de la seguridad, economía, gestión de combustibles gastados. Estos se alcanzan a partir de un diseño que emplea uranio levemente enriquecido y un mayor numero de barras combustibles que los actuales combustibles, pudiéndose alcanzar tiempo de vida dentro de reactor entre un 36 a un 115 % mayores que los actuales en Atucha y Embalse respectivamente. Se recuperará y pondrá en operación la etapa primera de la planta de separación isotópica con el objeto de contar con un sistema de separación isotópica de tecnología nacional.

Summary: The present project spans the use of nuclear techniques to tackle very concrete applications aimed at providing solutions to selected problems arising from nuclear and conventional industries. It includes: Development of a pulsed slow neutron method to identify substances concealed in import/export containers. Future application of plasma focus neutron sources is explored and neutron measurements on actual working devices are planned. New technique for the conceptual design of advanced nuclear reactors, taking into account the neutronics, the thermohydraulics, the safety, along with economy, from the very beginning in an integral manner. Development of an advanced PHWR fuel element. Modeling and prototype tests. Continued research on the industrial optimization and commercial characteristics of gas diffusion isotopic separation technology.