BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Núm. 133

Lunes 5 de junio de 2023
1.3

Sec. III. Pág. 79990

Cálculos de isotopía del combustible irradiado de LWR.

La caracterización del combustible irradiado en reactores de agua ligera (LWR) es un
aspecto fundamental para la gestión de residuos de alta actividad. Esta tarea consiste en
el desarrollo de una metodología de simulación para la caracterización del quemado de
un elemento de combustible irradiado a partir de las partículas que se emiten. Mediante
simulación Monte Carlo, se pretenden simular muchos tipos de elementos de
combustible irradiados (distinto enriquecimiento, potencia, etc.) y encontrar una función
respuesta que permita predecir el quemado de dicho combustible. Esta tarea es
ampliable con el desarrollo de detectores, medidas experimentales, etc.
1.4 Cálculos de calor residual, emisión de neutrones y fotones en el combustible
nuclear irradiado en LWR.
Dentro de la línea de caracterización del combustible irradiado, el calor residual es
uno de los parámetros derivados clave para el diseño de contenedores de transporte o
manejo en instalaciones de almacenamiento o reproceso. Acaba de crearse un subgrupo
(SG12) dentro de la OCDE/AEN dedicado a la realización de estimaciones fiables del
calor emitido por un elemento de combustible irradiado, que incluyen valores estimados
con incertidumbres. Esta actividad consiste en la participación en este grupo, donde se
pretenden analizar datos experimentales existentes y proponer nuevos experimentos
para la mejora de la fiabilidad en estos cálculos. La participación en este subgrupo sería
fundamental para encontrar puntos débiles en las metodologías actuales y validar las
herramientas desarrolladas en el Ciemat (EVOLCODE). La actividad también incluye la
determinación (con incertidumbres) de las partículas emitidas por el elemento de
combustible irradiado, que son fundamentales por temas de blindaje y detección para
caracterización.
1.5 Comparativa de la generación de residuos generados en SMR-LWR y LWR de
potencia.
Existen numerosísimas propuestas de pequeños reactores modulares con potencia
inferior a 300 MWe (SMR por sus siglas en inglés) a nivel mundial. Aunque los diseños
pueden estar basados en transformaciones más o menos complejas de reactores de
potencia ya existentes, no existen publicaciones exhaustivas que determinen si los residuos
de alta actividad (RRAA) generados por los SMR y por los reactores de agua ligera son
similares. Se realizaría un diseño de SMR con información publicada y se comparará su
generación de RRAA (combustible irradiado/gastado) con la del LWR de potencia.
Diseño de un reactor de sodio quemador de plutonio.

El diseño del reactor rápido refrigerado por sodio desarrollado dentro del proyecto
ESFR-SMART consiste en un reactor isogenerador (mantiene la misma cantidad de
plutonio entre el comienzo de la irradiación y su final) o algo reproductor (generador) de
plutonio. Aunque es posible hacer eliminación de actínidos minoritarios en este reactor,
no se puede decir lo mismo de la gestión del Pu. Para ello, sería necesario realizar una
serie de cambios en el diseño del núcleo de forma que el reactor resultante sea
quemador de plutonio. Se propone realizar los cambios necesarios para diseñar un
núcleo de reactor rápido quemador operativo desde el punto de vista neutrónico, que
pueda ser usado también para cálculos de escenarios de ciclos avanzados de
combustible nuclear.
1.7

Reactores de sodio con diferentes combustibles.

Los reactores rápidos refrigerados por sodio están comenzando a ser licenciados en
el mundo, en especial sus versiones SMR. Está previsto que estos reactores utilicen
combustible HALEU, esto es, combustible de uranio enriquecido aproximadamente a
un 20 % en 235U. Sin embargo, los diseños de reactores rápidos avanzados se han

cve: BOE-A-2023-13442
Verificable en https://www.boe.es

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